第５５条等 発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための対策＜審査書 P.４２６＞

発電所外への放射性物質の拡散を抑制するため、以下の対策を要求
原子炉建屋に放水し、大気への放射性物質の拡散の抑制
海洋への放射性物質の拡散の抑制
主な
確認内容

大容量送水ポンプ（タイプⅡ）、放水砲等により原子炉建屋へ放水する設備及び手順の整備
海洋への拡散抑制設備（シルトフェンス）を設置する設備及び手順の整備

出典：発電用原子炉設置変更許可申請の補正書
及び補足説明資料（2019年9月19日）から一部抜粋<https://www.nsr.go.jp/data/000285018.pdf>、<https://www.nsr.go.jp/data/000286640.pdf>

審査結果

大容量送水ポンプ（タイプⅡ）及び放水砲の放水設備により敷地外への放射性物質の拡散を抑える対策及び海洋への拡散防止対策が適切に実施される方針であることを確認

96第５６条等 重大事故等の収束に必要となる水の供給のための対策（1/2）
重大事故等の収束に必要となる水の供給のため、以下の対策を要求
設計基準事故の収束に必要な水源とは別に、重大事故等の収束に必要となる水源の確保
十分な量の水を供給するために必要な設備及び手順の整備
水源（復水貯蔵タンク、サプレッションチェンバ、淡水貯水槽（No.1、No.2）及び海）の確保
大容量送水ポンプ（タイプⅠ、タイプⅡ）による水の供給手順の整備＜審査書案 P.４３１＞

主な
確認内容

出典：発電用原子炉設置変更許可申請の補正書
及び補足説明資料（2019年9月19日）から一部抜粋<https://www.nsr.go.jp/data/000285018.pdf>、<https://www.nsr.go.jp/data/000286639.pdf>

1,192m3

5,000m3

5,000m397

第５６条等 重大事故等の収束に必要となる水の供給のための対策（2/2）＜審査書 P.４３１＞
淡水貯水槽（No.1）
約５，０００ｍ3

淡水貯水槽（No.2）
約５，０００ｍ3

復水貯蔵
タンク
ホースの接続

大容量送水ポンプ（タイプⅠ）

ホースの接続ポンプの起動

出典：発電用原子炉設置変更許可申請の補正書
及び補足説明資料（2019年9月19日）から一部抜粋<https://www.nsr.go.jp/data/000285018.pdf>、<https://www.nsr.go.jp/data/000287095.pdf>

審査結果

大容量送水ポンプ（タイプⅡ）

海
水中ポンプ

水中ポンプの設置

重大事故等の収束に必要となる水の供給のための対策が適切に実施される方針であることを確認

98第５７条等 電源設備及び電源の確保のための対策（1/4）＜審査書 P.４４０＞

重大事故等が発生した場合において、必要な電力を供給するための対策を要求
常設代替交流電源設備、可搬型代替交流電源設備及び電源供給手順の整備
所内常設蓄電式直流電源設備、常設代替直流電源設備及び可搬型代替直流電源設備
及び電源供給手順の整備
電源確保手順（交流）①常設代替交流電源設備（ガスタービン発電機 ）②可搬型代替交流電源設備（電源車）

主な
確認内容

×

×

外部電源よ り・M/C ： メタルクラ ッドスイ ッチギア
・P/C ： パワーセンタ
・MCC ：モータコン トロ ールセン タ・R/B ：原子炉建屋
・C/B ：制御建屋

外部電源よ り

外部電源

外部電源

6.9kV M/C 6-2F-1

【凡例】

【色分け】

：高圧遮断器

赤色：非常用系(区分Ⅰ )緑色：非常用系(区分Ⅱ )橙色：非常用系(区分Ⅲ )青色：重大事故等対処設備
紫色：給電ラ イ ン

6.9kV M/C 6-2F-2・ガスタービン発電機：4,500kVA/台（2台）（2台分の最大容量7,200kW）
・電源車：400kVA/台（5台（予備1台））（2台分の最大容量680kW）：低圧遮断器：配線用遮断器：変圧器

ガスタービ ン
発電機（B）
接続盤

ガスタービ ン
発電機（A）
接続盤
非常用所内電気設備【区分Ⅰ 】

外部電源よ り発電機（A）

×

460V P/C 4-2C

動力変圧器
6-2PC

D/G

ガスタービ ン
発電機（B）

6.9kV M/C 6-2G

GTG
非常用
ディーゼル
発電機（A）

非常用所内電気設備
非常用所内電気設備
外部電源よ り 【区分Ⅲ 】【区分Ⅱ 】

外部電源よりGTG ガスタービ ン

6.9kV M/C 6-2C

電源車接続口

D/G

電源車接続口GTG

6.9kV M/C 6-2D

GTG
電源車接続口

動力変圧器
6-2PG

動力変圧器
6-2PD

×
D/G

D/G

460V P/C 4-2G

電源車接続口

【区分Ⅰ 】

非常用
ディーゼル
発電機（B）

6.9kV M/C 6-2H×

高圧炉心
スプ レイ 系
ディーゼル
発電機

動力変圧器
6-2PH

D/G

D/G
460V P/C 4-2D
【区分Ⅲ 】【区分Ⅱ 】

460V C/B
MCC 2C系

460V R/B MCC 2C系

460V R/B MCC 2G-1

460V R/B MCC 2G-2

460V C/B
MCC 2D系

460V R/B MCC 2D系

125V
充電器2A

125V
代替充電器

125V
充電器2B

中央制御室120V
交流分電盤2A-1

中央制御室120V
交流分電盤2G

中央制御室120V
交流分電盤2B-1

460V R/B MCC 2H

出典：発電用原子炉設置変更許可申請の補正書
及び補足説明資料（2019年9月19日）から一部抜粋<https://www.nsr.go.jp/data/000285018.pdf>、<https://www.nsr.go.jp/data/000286634.pdf>

125V
充電器2H

審査結果
赤色：非常用系（区分Ⅰ）
緑色：非常用系（区分Ⅱ）
黄色：非常用系（区分Ⅲ）
青色：重大事故対処設備
紫色：給電ライン【凡例】：460V 原子炉建屋
交流電源切替盤 2G

各負荷

各負荷

各負荷

各負荷

各負荷

各負荷

電源切替盤

：460V 原子炉建屋
交流電源切替盤 2C：460V 原子炉建屋
交流電源切替盤 2D：120V 原子炉建屋
交流電源切替盤 2G

重大事故等が発生した
場合において、必要な電力を供給するための対策が適切に実施される方針であることを確認

99

第５７条等 電源設備及び電源の確保のための対策（2/4）①常設代替交流電源設備（ガスタービン発電機）＜審査書 P.４４１＞②可搬型代替交流電源設備
（電源車）

電源車

ガスタービン発電機

電源車側面 操作盤

出典：発電用原子炉設置変更許可申請の補正書及び補足説明資料（2019年9月19日）から一部抜粋<https://www.nsr.go.jp/data/000285018.pdf>、<https://www.nsr.go.jp/data/000286634.pdf>

100第５７条等 電源設備及び電源の確保のための対策（3/4）＜審査書 P.４４３＞

直流電源設備の概要
外部電源よ り・M/C ： メタルクラ ッドスイ ッチ ギア
・P/C ： パワーセン タ・MCC ：モータコン トロ ールセン タ・R/B ：原子炉建屋
・C/B ：制御建屋

赤色：非常用系（区分Ⅰ）
【凡例】
【色分け】
緑色：非常用系（区分Ⅱ）
黄色：非常用系（区分Ⅲ）
青色：重大事故対処設備
紫色：給電ライン

外部電源よ り6.9kV M/C 6-2F-1：高圧遮断器

赤色：非常用系(区分Ⅰ )緑色：非常用系(区分Ⅱ )橙色：非常用系(区分Ⅲ )青色：重大事故等対処設備
紫色：給電ラ イ ン

6.9kV M/C 6-2F-2：低圧遮断器：配線用遮断器：変圧器

ガスタービ ン
発電機（B）
接続盤

ガスタービ ン
発電機（A）
接続盤
非常用所内電気設備【区分Ⅰ 】

外部電源よ り発電機（A）

6.9kV M/C 6-2C

非常用
ディーゼル
発電機（A）

電源車 電源車接続口

GTG

動力変圧器
6-2PG

電源車

460V P/C 4-2C

ガスタービ ン
発電機（B）

6.9kV M/C 6-2G

電源車接続口

動力変圧器
6-2PC

D/G

非常用所内電気設備
非常用所内電気設備
外部電源よ り 【区分Ⅲ 】【区分Ⅱ 】

外部電源よ りGTG ガスタービ ン

6.9kV M/C 6-2D

動力変圧器
6-2PD

460V P/C 4-2G

高圧炉心
スプ レイ 系
ディーゼル
発電機

非常用
ディーゼル
発電機（B）

D/G

460V P/C 4-2D

電源車接続口(原子炉建屋東側)(原子炉建屋西側)

6.9kV M/C 6-2H

動力変圧器
6-2PH

D/G

【区分Ⅲ 】

電源車接続口
【区分Ⅰ 】【区分Ⅱ 】

460V C/B
MCC 2C系

460V R/B MCC 2C系

460V R/B MCC 2G-1

460V R/B MCC 2G-2

460V C/B
MCC 2D系

460V R/B MCC 2D系

460V R/B MCC 2H【区分Ⅲ 】
125V
代替蓄電池

125V蓄電池2A
125V
代替
充電器

125V
充電器2A

125V直流主母線盤2A-1

125V直流主母線盤2A

125V
蓄電池2H

125V蓄電池2B
125V
充電器2B

125V
充電器2H

125V直流主母線盤2B

125V直流主母線盤2B-1

125V
直流
分電盤
2B-2

125V
直流
分電盤
2B-3

125V
直流
分電盤
2B-4

各負荷

125V
直流
分電盤
2B-1

各負荷

125V
直流
分電盤
2A-3

125V直流主母線盤2H

各負荷

125V
直流
分電盤
2A-2

125V
直流
分電盤
2A-1

常設代替直
流電源設備

【区分Ⅲ 】

125V
直流
分電盤
2H

RCIC MCC

遮断器操作回路

高圧炉心スプレイ系
ディーゼル発電機

各負荷

計装設備

出典：発電用原子炉設置変更許可申請の補正書及び補足説明資料（2019年9月19日）から一部抜粋<https://www.nsr.go.jp/data/000285018.pdf>、 <https://www.nsr.go.jp/data/000286634.pdf>

非常用ディーゼル発電機２Ｂ

計装設備

無停電交流電源用ＣＶＣＦ２Ｂ

各負荷

主蒸気逃がし安全弁＊計装設備のうち，
安全パラ メータ表示システム(SPDS)
のみ切離し

遮断器操作回路：負荷切離し箇所

直流照明兼
非常用照明

：125V 直流電源
切替盤2B

高圧代替注水系：125V 直流電源
切替盤2A

計装設備 ＊( )直流駆動低圧注水系

計装設備 ＊( )原子炉格納容器フィルタベント系

計装設備

主蒸気逃がし安全弁

遮断器操作回路

原子炉隔離時冷却系

直流照明

原子炉隔離時冷却系
（
電動機）

各負荷

各負荷

各負荷

原子炉隔離時冷却系

無停電交流電源用ＣＶＣＦ２Ａ

非常用ディーゼル発電機２Ａ

【凡例】

101

第５７条等 電源設備及び電源の確保のための対策（4/4）
電源確保手順（全交流動力電源喪失：24時間直流からの給電）①所内常設蓄電式直流電源設備
１２５Ｖ蓄電池２Ａ及び１２５Ｖ蓄電池２Ｂ☆事象発生（設計基準事故対処設備の電源喪失）
８時間
１時間経過するまでに、中央制御室において監視に必要のない負荷を切り離し、８時間給電可能中央制御室外において必要な負荷以外を切り離す。

②常設代替直流電源設備
１２５Ｖ代替蓄電池

２４時間にわたり、重大事
故等の対応に必要な電気の供給を行うことが可能☆事象発生（設計基準事故対処設備の電源喪失）

中央制御室外において必要な負荷以外を切り離す。

２５０Ｖ蓄電池

１時間経過するまでに、中央制御室において監視に必要のない負荷を切り離し、２４時間給電可能

１２５Ｖ蓄電池２Ａ：約8,000Ａｈ
１２５Ｖ蓄電池２Ｂ：約6,000Ａｈ

２４時間

１２５Ｖ代替蓄電池：約2,000Ａｈ
２５０Ｖ蓄電池：約6,000Ａｈ

８時間＜審査書 P.４４４＞

不要負荷切離し（作業イメージ）（中央制御室外遮断器）

２４時間
２４時間にわたり、重大事
故等の対応に必要な電気の供給を行うことが可能

２４時間

出典：発電用原子炉設置変更許可申請の補正書及び補足説明資料（2019年9月19日）から一部抜粋<https://www.nsr.go.jp/data/000285018.pdf>、<https://www.nsr.go.jp/data/000287096.pdf>

１２５V代替充電器の受電確認

102

第５８条等 事故時の計測に関する設備及び手順等の概要（1/2）＜審査書 P.４４８＞

重大事故等時において、パラメータを推定するために有効な情報を把握するため、以下の対策を要求設計基準を超える状態における発電用原子炉施設の状態の把握能力を明確にすること（最高計測
可能温度等）
計測することが困難になった場合の推定手段
計測又は監視及び記録
主な確認内容計装設備の主要機器仕様（一部抜粋）により、把握能力を明確化
名称

検出器の種類

計測範囲

個数

原子炉圧力容器温度
原子炉圧力
原子炉圧力（SA）
原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（SA広帯域）
原子炉水位（SA燃料域）

熱電対
弾性圧力検出器
弾性圧力検出器
差圧式水位検出器
差圧式水位検出器
差圧式水位検出器
差圧式水位検出器

0～500℃
0～10MPa[gage]
0～11MPa[gage]-3,800～1,500mm-3,800～1,300mm-3,800～1,500mm-3,800～1,300mm

5
2
2
2
2
1
1

計測することが困難となった場合の推定手段
名 称（計測範囲）

重要代替計器等（代表）
設計基準事故時の値
重要計器に故障の疑いがある場合

原子炉圧力容器温度（0～500℃）

約297℃

原子炉圧力（SA）（0～11MPa）

約8.11MPa

原子炉水位（広帯域）（-3,800～1,500mm）-7,832～1,470mm

原子炉水位（燃料域）（-3,800～1,300 mm）-3,702～5,600mm

重要計器（他検出器）
原子炉圧力（SA）（0～11MPa）
重要計器（他チャンネル）原子炉圧力（0～10MPa）
原子炉圧力容器温度（0～500℃）
重要計器（他チャンネル）原子炉水位（SA広帯域）（-3,800～1,500mm）
原子炉水位（SA燃料域）（-3,800～1,300mm）

重要計器の計測範囲を超えた場合
損傷炉心の冷却失敗の判断値（300℃）を監視可能。
重大事故等時において、原子炉圧力容器最高使用圧力（8.62MPa）の1.2倍（10.34MPa）を監視可能。
重大事故等時において、原子炉水位（広帯域）及び原子炉水位（燃料域）にて、原子炉水位制御範囲から有効燃料棒底部まで監視可能。

出典：発電用原子炉設置変更許可申請の補正書及び補足説明資料（2019年9月19日）から一部抜粋<https://www.nsr.go.jp/data/000285018.pdf>、 <https://www.nsr.go.jp/data/000286601.pdf>

103

第５８条等 事故時の計測に関する設備及び手順等の概要（2/2）＜審査書 P.４４８＞

計測又は監視及び記録
・監視及び記録・可搬型計測器（直流電源喪失時に、計測又は監視を行う。）

監視及び記録

審査結果

重大事故等において、パラメータを推定するために有効な情報を把握するための対策が適切に実施される方針であることを確認
出典：発電用原子炉設置変更許可申請の補正書及び補足説明資料（2019年9月19日）から一部抜粋<https://www.nsr.go.jp/data/000285018.pdf>、<https://www.nsr.go.jp/data/000286633.pdf>

104

第５８条等 事故時の計測に関する設備及び手順等の概要（参考1/2）＜審査書 P.４５１＞

計装設備の主要機器仕様により、把握能力を明確化
名称
原子炉圧力容器温度
原子炉圧力

検出器の種類

計測範囲

個数

熱電対

0～500℃5

弾性圧力検出器※１

0～10MPa[gage]2

原子炉圧力（ＳＡ）

弾性圧力検出器※１

0～11MPa[gage]2

原子炉水位（広帯域）

差圧式水位検出器※２－3,800～1,500mm※１０

2

原子炉水位（燃料域）

差圧式水位検出器※２－3,800～1,300mm※１１

2

原子炉水位（ＳＡ広帯域）

差圧式水位検出器※２－3,800～1,500mm※１０

1

原子炉水位（ＳＡ燃料域）

差圧式水位検出器※２－3,800～1,300mm※１１

1

高圧代替注水系ポンプ出口流量

差圧式流量検出器※３0～120m３／h

1

残留熱除去系洗浄ライ ン流量（残留熱除去系ヘッドスプレイラ
イン洗浄流量）

差圧式流量検出器※３

残留熱除去系洗浄ライ ン流量（残留熱除去系Ｂ系格納容器冷却ライン洗浄流量）

差圧式流量検出器※３0～ 220m３／h

直流駆動低圧注水系ポンプ出口流量

差圧式流量検出器※３0～100m３／h

代替循環冷却ポンプ出口流量
原子炉隔離時冷却系ポンプ出口流量0～220m３／h

原子炉格納容器下部水位

ドライウェル水位

差圧式流量検出器※３0～ 200m３／h
0～150m３／h

名称

検出器の種類

計測範囲

個数

2

残留熱除去系熱交換器入口温度

熱電対

0～300℃2

残留熱除去系熱交換器出口温度

熱電対

0～300℃

2

電極式水位検出器

0.5m、1.0m、1.5m、2.0m、2.5m、2.8m※１２（O.P. －2000mm、－1500mm、－1000mm、－500mm、0mm、300mm）

原子炉補機冷却水系系統流量

差圧式流量検出器※３0～4,000m３／h

2

残留熱除去系熱交換器冷却水
入口流量

差圧式流量検出器※３0～1,500m３／h

2

復水貯蔵タンク水位

差圧式水位検出器※８0～3,200m３

1

電極式水位検出器

120.02m、0.23m、0.34m※１３（O.P. 1170mm、1380mm、1490mm）

60～100vol％2

高圧代替注水系ポンプ出口圧
力

弾性圧力検出器※９0～15MPa[gage]1

格納容器内水素濃度（Ｓ／Ｃ）

水素吸蔵材料式
水素検出器

0～100vol％2

直流駆動低圧注水系ポンプ出口圧力

弾性圧力検出器※９0～2MPa[gage]1

0～30vol％2

代替循環冷却ポンプ出口圧力

弾性圧力検出器※９0～4MPa[gage]

1

0～100vol％2

原子炉隔離時冷却系ポンプ出口圧力

弾性圧力検出器※９0～15MPa[gage]1

高圧炉心スプレイ系ポンプ出口圧力

弾性圧力検出器※９0～12MPa[gage]1

残留熱除去系ポンプ出口圧力

弾性圧力検出器※９0～4MPa[gage]3

低圧炉心スプレイ系ポンプ出口圧力

弾性圧力検出器※９0～5MPa[gage]

1

復水移送ポンプ出口圧力

弾性圧力検出器※９0～1.5MPa[gage]1

触媒式水素検出器

0～10vol％3

気体熱伝導式水素検出器

0～10vol％

40～500℃8※１６2

熱伝導率式水素検出器

1

格納容器雰囲気放射線モニタ
（Ｄ／Ｗ)

電離箱

10－２～10５Sv／h

2

1

格納容器雰囲気放射線モニタ
（Ｓ／Ｃ)

電離箱

10－２～10５Sv／h

2

起動領域モニタ

核分裂電離箱10－１～10６cps（1×10３～1×10９
cm－２・s－１）
0～40％又は0～125％（1×10８～2×10１３
cm－２・s－１）

8

平均出力領域モニタ

核分裂電離箱0～125％※１４（1.2×10１２～2.8×10１４
cm－２・s－１）6※１５

10～1,500m３／h

1

残留熱除去系ポンプ出口流量

差圧式流量検出器※３0～1,500m３／h

3

0～1,500m３／h

個数

0～5m
（O.P.－3900mm～1100mm）

1

差圧式流量検出器※３

差圧式流量検出器※３

計測範囲

水素吸蔵材料式
水素検出器

格納容器内雰囲気水素濃度

差圧式流量検出器※３

検出器の種類
差圧式水位検出器※５

格納容器内水素濃度（Ｄ／Ｗ）

1

高圧炉心スプレイ系ポンプ出口
流量

低圧炉心スプレイ系ポンプ出口
流量名称
圧力抑制室水位1

原子炉格納容器代替スプレイ流量

差圧式流量検出器※３0～100m３／h

2

フィルタ装置水位（広帯域）

差圧式水位検出器※６0～3,650mm

3

原子炉格納容器下部注水流量

差圧式流量検出器※３0～110m３／h

1

フィルタ装置入口圧力（広帯域）

弾性圧力検出器※７－0.1～1MPa[gage]1

ドライウェル温度
圧力抑制室内空気温度

熱電対
熱電対

0～300℃
0～300℃

114

サプレッションプール水温度

測温抵抗体

0～200℃

16

原子炉格納容器下部温度

熱電対0～700℃

12

ドライウェル圧力
圧力抑制室圧力
※1
※2
※3
※4
※5
※6
※7

弾性圧力検出器※４
弾性圧力検出器※４0～1MPa[abs]10～1MPa[abs]1

フィルタ装置出口圧力（広帯域）

弾性圧力検出器※７－0.1～1MPa[gage]1

フィルタ装置水温度

熱電対

0～200℃

3

フィルタ装置出口放射線モニタ

電離箱

10－２～10５mSv／h

2

0～30vol％
フィルタ装置出口水素濃度

耐圧強化ベント系放射線モニタ

隔液ダイアフラムにかかる原子炉圧力（凝縮槽からの水頭圧を含む）と大気圧の差を計測。
※8
隔液ダイアフラムにかかる原子炉圧力（凝縮槽からの水頭圧を含む）と原子炉圧力容器下 ※9部の差圧を計測。
※10
隔液ダイアフラムにかかる絞り機構前後の差圧を計測。
隔液ダイアフラムにかかるドライウェル圧力、圧力抑制室圧力の絶対圧力を計測。
※11
隔液ダイアフラムにかかる圧力抑制室圧力（凝縮槽からの水頭圧を含む）と圧力抑制室下部の差圧を計測。
※12
隔液ダイアフラムにかかるフィルタ装置内の圧力（気相部）とフィルタ装置下部の差圧を ※13計測。
※14隔液ダイアフラムにかかるフィルタ装置入口圧力、フィルタ装置出口圧力を計測。
※15

静的触媒式水素再結合装置
動作監視装置熱電対

格納容器内雰囲気酸素濃度

熱磁気風式酸素検出器

0～30vol％

熱電対

0～7,010mm※１７（O.P.25920～32930mm）

使用済燃料プール水位／
温度（ヒートサーモ式）

使用済燃料プール水位／
温度（ガイドパルス式）

1

熱伝導率式水素検出器

電離箱

原子炉建屋内水素濃度0～100vol％1

使用済燃料プール上部空間放射線モニタ（高線量、低線量）

10－２～10５mSv／h

2

使用済燃料プール監視カメラ

隔液ダイアフラムにかかるタンクの水頭圧と大気圧の差を計測。
隔液ダイアフラムにかかる出口圧力を計測。
※16
計測範囲の零は、原子炉圧力容器零レベルより1,313cm上のところとする（ドライヤス※17
カート底部付近）。
※18
計測範囲の零は、原子炉圧力容器零レベルより900cm上のところとする（有効燃料棒頂部 ※19付近）。
※20
計測範囲の零は、原子炉格納容器下部（圧力容器ペデスタル底部）のところとする。
計測範囲の零は、ドライウェル床面のところとする。
定格出力時の値に対する比率で示す。
局部出力領域モニタの検出器は124個であり、平均出力領域モニタの各チャンネルには、A1※１８0～150℃
ガイドパルス式水位検出器－4,300～7,300mm※１７（O.P.21620～33220mm）

1※１９

測温抵抗体

0～120℃1※２０

10１～10８mSv／h

1

10－２～10５mSv／h

1

－

1

電離箱
可視光カメラ

系17個及びB系14個ずつの信号が入力される。
4個の静的触媒式水素再結合装置に対して、入口側及び出口側にそれぞれ1個設置。
計測範囲の零は、使用済燃料貯蔵ラック上端（O.P.25920mm）のところとする。
検出点15箇所。
パルス信号を発信し水面までの往復時間を測定することで、水面までの距離を計測。
検出点2箇所。

出典：発電用原子炉設置変更許可申請の補正書及び補足説明資料（2019年9月19日）から一部抜粋<https://www.nsr.go.jp/data/000285018.pdf>、 <https://www.nsr.go.jp/data/000286601.pdf>

105

第５８条等 事故時の計測に関する設備及び手順等の概要（参考2/2）＜審査書 P.４５１＞

計装設備の例（原子炉圧力容器温度）・計測器（熱電対）と計測場所

・計測器の試験及び検査

・計測困難時の推定方法（１）他の検出器（２）原子炉圧力
原子炉圧力（SA）（0～11MPa）から原子炉圧力容器
内が飽和状態と仮定して飽和温度と圧力の関係を利用して原子炉圧力容器温度を推定。

出典：発電用原子炉設置変更許可申請の補正書及び補足説明資料（2019年9月19日）から一部抜粋<https://www.nsr.go.jp/data/000285018.pdf>、<https://www.nsr.go.jp/data/000286633.pdf>

106

第５９条等 運転員が原子炉制御室にとどまるための設備（1/3）＜審査書 P.４６３＞

重大事故等が発生した場合においても運転員が原子炉制御室にとどまるため、以下の対策を要求
格納容器破損モードのうち、原子炉制御室の運転員の被ばくの観点から最も厳しくなる事故シーケ
ンスを想定し、運転員の実効線量が7日間で100mSvを超えないこと
原子炉制御室への汚染の持ち込みを防止
運転員の被ばくを低減する
遮蔽及び空調設備

中央制御室換気系
フィルタ系ファン等により浄化された空気を
中央制御室に供給する。

中央制御室遮蔽

中央制御室
中央制御室待避所遮蔽

中央制御室換気空調系

中央制御室
待避所

主な確認内容・重大事故が発生した場合における運転員の居住性確保
中央制御室遮蔽、中央制御室待避所遮蔽、中央制御室送風機、中央制御室待避所加圧設備（空気ボンベ）等
酸素濃度計、二酸化炭素濃度計
チェンジングエリア
上記の設備による居住性評価結果：実効線量 約51mSv/ 7日間
原子炉建屋へのリークパスとなる原子炉格納容器貫通部、フランジ部等の放射性物質除去効果について、エアロゾル
粒子に対するDF（除去効率）を10に設定
非常用ガス処理系による負圧達成前において、原子炉建屋による放射性物質の閉じ込め機能にも期待しない。さらに、非常用ガス処理系の起動後においても、 フィルタによる放射性物質の除去効果についても保守的に期待しない。
・その他設備として、監視カメラ、電話及びFAX等を整備

チェンジングエリア

待避所加圧設備（空気ボンベ）
重大事故等が発生した場合においても運転員（最大12名）がとどまるために必要な設備を
整備する。

審査結果

設備・手順等が適切に整備されていることを確認し、要求事項に適合していることを確認

107

第５９条等 運転員が原子炉制御室にとどまるための設備（2/3）＜審査書 P.４６６＞

申請者は、重大事故が発生した場合においても運転員等が原子炉制御室にとどまる
ことができるよう、非常用ガス処理系と原子炉建屋ブローアウトパネル閉止装置を重大事故等対処設備として位置付けることとした。
主な確認内容原子炉建屋ブローアウトパネル開放時には原子炉建屋
原子炉棟内の負圧が維持できないため、非常用ガス処
理系運転時に、原子炉建屋ブローアウトパネル閉止装置を用いて確実に閉止できる設計とする。

排気筒

非常用ガス処理系

フィルタ装置○重大事故時、原子炉建屋原子炉棟内に放出された放射性物質による運転員等の放射線被ばくを低減するた
めに非常用ガス処理系を使用➔ 原子炉建屋原子炉棟内を負圧に維持することで、重大事故等により原子炉格納容器から原子炉建屋原
子炉棟内に漏えいしてくる放射性物質が原子炉建屋
原子炉棟内から直接環境へ放出されることを防ぎ、運転員等の被ばくを防ぐ方針であることを確認〇原子炉建屋ブローアウトパネルの開口部の閉止➔ 非常用ガス処理系の運転時、原子炉建屋原子炉棟
内を負圧に維持するために、原子炉建屋ブローアウ
トパネルが地震等により、仮に開放状態になっている
場合にも原子炉建屋ブローアウトパネル閉止装置により確実に開口部を閉止できる方針であることを確認

空気乾燥 排風機
装置
耐圧強化
ベント系

D/W

審査結果

原子炉格納
容器フィルタ
ベント系へ

S/C
原子炉建屋
原子炉棟
換気空調系へ

非常用ガス処理系の運転と原子炉建屋
ブローアウトパネルの開口部の閉止により、原子炉制御室の居住性を確保す
るため、運転員の実効線量が7日間で100mSvを超えないことを確認

108

第５９条等 運転員が原子炉制御室にとどまるための設備（3/3）＜審査書 P.４６６＞

原子炉建屋ブローアウトパネル閉止装置概要図
原子炉建屋
ブローアウトパネル

原子炉建屋
ブローアウトパネル
閉止装置

拡大図

原子炉
圧力容器

扉の組合せにより構成

原子炉建屋 原子炉棟内

原子炉格納容器

ドライウェル
主給水系より主蒸気系へ

原子炉建屋
ブローアウトパネル（開放状態）
サプレッション
チェンバ

原子炉建屋
ブローアウトパネル
閉止装置（閉止状態）

出典：発電用原子炉設置変更許可申請の補正書及び補足説明資料（2019年9月19日）から一部抜粋<http://www2.nsr.go.jp/data/000286632.pdf>

109

第６０条等 監視測定を行うための対策（1/3）＜審査書 P.４７１＞【設計基準対象施設（第３１条）】
モニタリングポストについて、以下を追加要求
非常用所内電源に接続しない場合、無停電電源等により電源復旧まで給電できる設計とすること
伝送系は多様性を有する設計とすること
主な確認内容専用の無停電電源装置の整備
有線及び無線による多様性を有する設計

審査結果

追加要求事項を満たすために適切に設備を整備する方針であることを確認
出典：発電用原子炉設置変更許可申請の補正書及び補足説明資料（2019年9月19日）から一部抜粋<http://www2.nsr.go.jp/data/000286943.pdf>

110第６０条等 監視測定を行うための対策（2/3）＜審査書 P.４７１＞【重大事故等対処施設】
重大事故等時に、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、また、
風向、風速その他の気象条件を測定／記録するため、以下の対策を要求
放射性物質の濃度及び放射線量を監視／測定／記録する設備の整備
常設モニタリング設備の代替としての可搬型代替モニタリング設備の配備
風向、風速その他の気象条件を測定／記録するための設備の整備
代替交流電源設備から常設モニタリング設備への給電を可能とする設備の整備
主な確認内容可搬型モニタリングポストの整備 （モニタリングポストの代替）
可搬型放射線計測装置等の整備（放射能観測車の代替含む）
・ 可搬型放射線計測装置（可搬型ダスト・よう素サンプラ、γ線サーベイメータ、β線サーベイメータ、
α線サーベイメータ及び電離箱サーベイメータ）、小型船舶

代替気象観測設備の整備
常設代替交流電源設備の整備●自主対策設備
モニタリングポスト、放射能観測車搭載機器、Ge半導体式試料放射能測定装置、可搬型Ge半導体式試料放射能測定装置、ガスフロー測定装置、気象観測設備、モニタリングポスト専用の無停電電源装置
審査結果

重大事故等時に、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、また、風向、風速その他の気象条件を測定／記録するための対策が適切に実施される方針であることを確認

111

第６０条等 監視測定を行うための対策（3/3）
常設モニタリング設備（設計基準対象施設）＜審査書 P.４７１＞

放射性物質の濃度及び放射線量を監視／測定／記録する設備（重大事故等対処設備）
可搬型モニタリングポスト
放射線モニタデータの伝送可能

代替

可搬型放射線計測装置

モニタリングポスト

代替

放射能観測車

可搬型ダスト・よう素サンプラ

α 線サーベイメータ

Γ線サーベイメータ

NaIシンチレーション
GM管
ダスト・よう素サンプラを搭載
電離箱サーベイメータ
出典：発電用原子炉設置変更許可申請の補正書及び補足 説 明 資 料 （ 2019 年 9 月 19日）から一部抜粋<http://www2.nsr.go.jp/data/
000286943.pdf>

風向、風速その他の気象条件を測定／記録するための設備（重大事故等対処設備）
代替気象観測設備

β線サーベイメータ

観測項目：
風向、風速、日射量、放射収支量、降水量
伝送方式：
衛星系回線

112

第６１条等 緊急時対策所（1/2）＜審査書 P.４８０＞

重大事故等が発生した場合においても、当該重大事故等に対処するための適切な措置が講じられるよう、以下の対策を要求
事故時の対策拠点として、原子炉制御室以外の場所に、緊急時対策所を設置すること緊急時対策所と原子炉制御室は共通要因により同時に機能喪失しないこと
福島第一原子力発電所事故と同等の放射性物質の放出量を想定し、緊急時対策所内の要員の実効線量が７日間で１００ｍSvを超えないこと
必要な指示のために情報を把握し、発電所内外との通信連絡を行うために必要な設備を備えること
重大事故等に対処するために必要な指示を行う要員が収容できること
等

https://www8.cao.go.jp/genshiryoku_bousai/pdf/03_h25jisshi_sougou.pdf

主な
確認内容

（１）機能
・ 耐震性及び遮へい機能を有するコンクリート造建屋
・ 実効線量 約0.70mSv/ 7日間（２）広さ
・ 約460ｍ２
・ 収容人員 最大200名（３）主要設備・ 放射線防護設備（緊急時対策所換気空調系、緊急時対策所加圧設備、線量計、マスク等）
・ 電源設備（ガスタービン発電機又は電源車（緊急時対策所用））
・ 通信・情報設備（衛星電話設備、安全パラメータ表示
システム等）

審査結果

中央制御室と独立した建屋とする方針であること、また、事故状態の把握や判断、事故収束のための指揮、所外への通報連絡等の活動拠点として必要な機能や設備を備え、要員が活動できる施設を設置する方針
であることにより設備・手順等が適切に整備されていることを確認し、要求事項に適合していると判断

出典： 発電用原子炉設置変更許可申請の補正書及び補足説明資料（2019年9月19日）から一部抜粋 ＜http://www2.nsr.go.jp/data/000286942.pdf＞

113

第６１条等 緊急時対策所（2/2）＜審査書 P.４８０＞

設備（換気空調系概要図）

重大事故発生時のプルーム通過中においては、フィルタ装置による緊急時対策所への給気を遮断し、加圧設備（空気ボンベ）により緊急時対策所を正圧化することにより、外気の流入を低減する設計とする。

114

第６２条等 通信連絡を行うための対策（1/5）＜審査書 P.４８９＞【設計基準対象施設（第３５条）】
設計基準事故が発生した場合に、以下を追加要求
発電所内の人に必要な指示をするために多様性を確保した通信連絡設備を設けること
発電所外の必要な場所と通信連絡するために多様性を確保した専用通信回線を設ける
こと
主な確認内容＜発電所内＞
発電所内の通信連絡設備として、多様性を確保した通信設備を設置
データ伝送設備として、安全パラメータ表示システム（SPDS）を設置＜発電所外＞
発電所外の本店、国、地方公共団体、その他関係機関等へ連絡できるよう、多様性を確保した通信連絡設備を設置
データ伝送設備として、SPDS伝送装置で構成するデータ伝送設備を設置

審査結果

追加要求事項を満たすために適切に設備を整備する方針であることを確認
115

第６２条等 通信連絡を行うための対策（2/5）＜審査書 P.４８９＞【重大事故等対処施設】
発電用原子炉施設の内外の必要な場所との通信連絡を行うため、以下の対策を要求
代替電源設備（電池等の予備電源設備を含む。）からの受電が可能な通信連絡設備の整備
計測等を行った特に重要なパラメータを発電所内外の必要な場所で共有する手順等
主な確認内容発電所内外の必要な場所と通信連絡を行うための通信連絡設備の整備
・ 衛星電話設備、無線連絡設備、携行型通話装置、統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備、安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）

通信連絡設備に対して代替電源設備からの給電を可能とするための常設代替交流電源装置、可搬型代替交流電源装置及び緊急時対策所用代替交流電源設備の整備
計測等を行った特に重要なパラメータを発電所内外の必要な場所で共有するための通信連絡設備の整備
・ 衛星電話設備、無線連絡設備、携行型通話装置、統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備● 自主対策設備
移動無線設備、送受話器（ページング）（警報装置を含む。）、電力保安通信用電話設備、局線加入電話設備、
社内テレビ会議システム及び専用電話設備（地方公共団体向ホットライン）
審査結果

発電用原子炉施設の内外の通信連絡をする必要がある場所との通信連絡を行うための対策が適切に実施される方針であることを確認

116

第６２条等 通信連絡を行うための対策（3/5）＜審査書 P.４９３＞

通信連絡設備（発電所外）

出典：発電用原子炉設置変更許可申請の補正書及び補足説明資料（2019年9月19日）から一部抜粋<http://www2.nsr.go.jp/data/000286941.pdf>

117

第６２条等 通信連絡を行うための対策（4/5）＜審査書 P.４９３＞

通信連絡設備（発電所外）

出典：発電用原子炉設置変更許可申請の補正書及び補足説明資料（2019年9月19日）から一部抜粋<http://www2.nsr.go.jp/data/000286941.pdf>

118

第６２条等 通信連絡を行うための対策（5/5）＜審査書 P.４９３＞
通信連絡設備（発電所内の概要）【凡例】
送受話器（ページング）
電力保安通信用電話設備
移動無線設備緊急時対策建屋

衛星電話設備
無線連絡設備携行型通話装置

移動無線設備（屋外アンテナ）

衛星無線通信回線

無線連絡設備（屋外アンテナ）

無線連絡設備（屋外アンテナ）

２号炉
制御建屋
無線連絡設備（固定型）（PHS基地局）

送受話器（ページング）（FAX）（ハンドセット）（PHS基地局）（PHS端末）電力保安通信用電話設備（PHS基地局）（スピーカ）（PHS端末）（ハンドセット）（スピーカ）（スピーカ）
携行型
通話装置（PHS端末）（固定電話機）電力保安通信用
電話設備

無線連絡設備（携帯型）

衛星電話設備（携帯型）

移動無線設備
（固定型）

（PHS
基地局）

（固定
電話機）
（PHS
端末）

電力保安通信用
電話設備

中継
配線盤

（交換機）

衛星電話
設備
（固定型）

無線連絡
設備
（固定型）

（スピーカ）（ハンドセット）
（PHS
基地局）

送受話器
（ページング）（固定電話機）（固定電話機）

放射能観測車（モニタリングカー）
移動無線設備（車載型）（PHS端末）（制御装置）

事務
本館

（PHS
基地局）

（FAX）

（PHS
基地局）

（ハンドセット）

衛星電話 無線連絡
設備
設備（固定型） （固定型）（固定電話機）（PHS基地局）（固定電話機）

送受話器（ページング）

緊急時
対策所

中央制御室待避所

送受話器（ページング）（スピーカ）（ハンドセット）（制御装置）

中央制御室
衛星電話設備（固定型）

電力保安通信用電話設備

送受話器（ページング）

事務建屋（事務新館）

２号炉
原子炉建屋

携行型
通話装置

無線連絡設備（屋外アンテナ）

移動無線設備（制御装置）

衛星電話設備（屋外アンテナ）

衛星電話設備（屋外アンテナ）

衛星電話設備（屋外アンテナ）

衛星電話設備（携帯型）（固定電話機）（交換機）

出典：発電用原子炉設置変更許可申請の補正書及び補足説明資料（2019年9月19日）から一部抜粋<http://www2.nsr.go.jp/data/000286941.pdf>

119

発電用原子炉施設の大規模な損壊への対応＜審査書 P.４９５＞

大規模な自然災害や故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムが発生した場合に活動するための手順書、体制及び設備の整備等を要求
主な確認内容可搬型設備による対応を中心とした多様性及び柔軟性を有する手順書を整備
通常と異なる対応が必要な場合でも柔軟に対応できるよう体制を整備
設備の配備にあたっては、同等の機能を有する設備の共通要因による損傷を防止、複数の可搬型設備の損傷を防止するよう配慮
原子炉建屋原子炉棟及び原子炉建屋付属棟から100m以上離隔をとった高台に、複数箇所に分散配置

大容量送水ポンプ(タイプⅡ）

放水砲
電源車

放水設備
制御建屋

審査結果

大規模損壊に対して必要な手順や体制等が適切に整備される方針であることを確認
出典：発電用原子炉設置変更許可申請の補正書及び補足説明資料（2019年11月6日）から一部抜粋<http://www2.nsr.go.jp/data/000287100.pdf>、<https://www.nsr.go.jp/data/000286634.pdf>

120

女川原子力発電所２号炉の重大事故等対処に係る有効性評価

重大事故等対処に係る有効性評価

ページ

有効性評価の概要

122

事故の想定

123

炉心の著しい損傷の防止

126

原子炉格納容器の破損の防止

150

使用済燃料貯蔵槽内の燃料損傷の防止

169

運転停止中の原子炉内の燃料損傷の防止

173

121

第３７条 有効性評価の概要＜審査書 P.１５１＞

重大事故等への対処が有効であることを示すため、PRA（確率論的リスク評価）を活用し、評価対象とする事故シーケンスの整理を行い、対応する評価項目を設定したうえで、計算プログラムを用いた解析等を踏まえ、設備、手順及び体制の有効性を評価
有効性評価
重大事故等への対策
手順及び体制の整備
設備の設置（ソフト対策）（ハード対策）※設備及び手順等の対策は条項ごとに後段にて説明

重大事故等対処設備を用いて、事故を収束させ、安定状態に移行できることを確認必要となる水源、燃料及び電源を確認し、７日間継続してこれらの資源が供給可能であることを確認 等

要員確保の観点で、時間外、休日（夜間）でも対処可能な体制であることを確認
必要な作業が所要時間内に実施できる手順であることを確認
ソフト対策
手順着手の判断基準が適切であることを確認 等※解析コード及び解析条件の不確かさとして、運転員等操作時間に与える影響、
評価項目となるパラメータに与える影響及び要員の配置による他の操作に与える影響を確認し、それらの影響を踏まえても評価項目を満足することを感度解析等
により確認

122

事故の想定（1/3）＜審査書 P.１５４＞「想定する事故シーケンスグループ」若しくは「想定する格納容器破損モード」は、第３７条解釈に規定する事故シー
ケンスグループ等を必ず含めた上で、当該プラントに対するPRAなどを実施し、有意な頻度又は影響がある事故
シーケンスグループ等が見いだされた場合には、これを追加することを要求想定する事故シーケンスグループ等ごとに、重要事故シーケンス等を選定し、有効性評価の対象とすることを要求（１）運転中の原子炉において炉心損傷に至るおそれがある事故
事故シーケンスの抽出
イベントツリーによる炉心損傷に至る
事故シーケンスの抽出① 内部事象レベル１ＰＲＡ② 地震ＰＲＡ③ 津波ＰＲＡ

事故シーケンスグループの特定グループ化
起因事象及び
安全機能の喪失状況に着目しグループ化

必ず想定する事故シーケンスグループ①高圧・低圧注水機能喪失②高圧注水・減圧機能喪失③全交流動力電源喪失④崩壊熱除去機能喪失⑤原子炉停止機能喪失⑥LOCA時注水機能喪失

内部事象、地震及び津波以外の事象について、ＰＲＡに代わる方法による
炉心損傷に至る事故シーケンスの検討⑦格納容器バイパス（インターフェイスシステムLOCA）

重要事故シーケンスの選定
４つの着眼点に沿って
グループごとに選定
・系統間機能依存性
・余裕時間
・設備容量
・代表性

123

事故の想定（2/3）＜審査書 P.１５４＞（２）運転中の原子炉において格納容器破損に至るおそれがある事故
格納容器破損モードの抽出
PRAの知見を活用した格納容器破損モードの検討
１） インターフェイスシステムLOCA
２） 格納容器隔離失敗
３） 原子炉圧力容器内での水蒸気爆発
４） 過圧破損（未臨界確保失敗）
５） 原子炉圧力容器外での水蒸気爆発
６） 格納容器雰囲気直接加熱
７） 溶融物直接接触
８） 溶融炉心・コンクリート相互作用
９） 過温破損
１０）過圧破損（崩壊熱除去失敗）
１１）過圧破損（長期冷却失敗）
１２）水素燃焼

評価対象とする
格納容器破損必ず想定する格納容器破損モード
モードの抽出①雰囲気圧力･温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）②高圧溶融物放出／格納容器雰囲
気直接加熱③原子炉圧力容器外の溶融燃料－
冷却材相互作用④溶融炉心・コンクリート相互作用

内部事象以外の事象について、ＰＲＡに代わる方法による格納容器破損モードの検討⑤水素燃焼

評価事故シーケンスの選定
・格納容器破損モードごとのプラント損傷状態（PDS）から、格納容器への圧力又は温度による負荷の観点で最も厳しくなるPDSを選定
・このPDSを構成する事
故シーケンスから、事象進展が最も厳しくなる事故シーケンスを選定（３）使用済燃料貯蔵槽内の燃料の著しい損傷に至るおそれがある事故
想定事故１及び想定事故２を想定（４）運転停止中の原子炉において燃料の著しい損傷に至るおそれがある事故
事故シーケンスグループの特定事故シーケンスの抽出
イベントツリーによる燃料損傷に至る
事故シーケンスの抽出
審査結果必ず想定する事故シーケンスグループ

グループ化
喪失した機能及び炉心損傷に至った
原因の観点からグ
ループ化①崩壊熱除去機能喪失（RHRの故障による停止時冷却機能喪失）②全交流動力電源喪失③原子炉冷却材の流出④反応度の誤投入

重要事故シーケンスの選定
３つの着眼点に沿って
グループごとに選定
・余裕時間
・設備容量
・代表性

申請者が特定した事故シーケンスグループ及び選定した重要事故シーケンス、並びに格納容器破損モード
及び選定した評価事故シーケンスは、妥当なものであると判断

124

事故の想定（3/3）（津波PRAによる検討）
論点＜審査書 P.１６３＞

津波が防潮堤（O.P.29m）を超えて敷地に流入する事象に対し、安全機能への影響について説明を求めた

海水ポンプが機能喪失することを防止するため、新たに海水ポンプエリア周辺に浸水防止壁を設置することとし、その上で浸水範囲と安全機能への影響について、津波高さにより以下のとおり区分
津波
分類

津波高さ
[m]

発生頻度
(平均値)
[／年]

全炉心損傷
頻度への
寄与割合

イメージ図

防潮堤高さ
O.P. 29.0m―～29（4.5×10-6）※29m津波の年超過確率―

津波分類の考え方

女川2号
原子炉建屋
海水
ポンプ

燃料
移送
外壁扉 ポンプ

起動
変圧器■女川２号建屋周辺への浸水なし• 津波によるプラント影響発生せず• 内部事象と同等

敷地高さ
O.P.13.8m

A29～33.9

3.8×10-6―■ 女川２号タービン建屋への浸水• 原子炉建屋及び制御建屋内への浸水が発生しないため緩和設備は健全• 補機ポンプエリア周辺に浸水防止壁を設置すること
により、海水ポンプは健全※浸水解析を行い、O.P.33.9mでは炉心損傷に至らないことを確認B

33.9～

7.3×10-7

0.8％■ 女川２号原子炉建屋又は制御建屋への浸水• 敷地及び原子炉建屋又は制御建屋内への浸水に
より複数の安全機能喪失（炉心損傷直結事象）

審査結果

発生頻度は極めて低く、全炉心損傷頻度に対する寄与は極めて小さいこと等から、「複数の安全機能喪失」
を新たな事故シーケンスグループとして抽出しないとすることは妥当であると判断＜出典：第567回新規制基準適合性審査会合資料（2018年5月8日）から加筆修正>

125炉心の著しい損傷の防止想定する事故シーケンスグループと重要事故シーケンス
事故シーケンスグループ

重要事故シーケンス

ページ①高圧・低圧注水機能喪失 過渡事象（給水流量の全喪失）+高圧注水失敗+低圧ECCS失敗

128②高圧注水・減圧機能喪失 過渡事象（給水流量の全喪失）+高圧注水失敗+原子炉手動減圧失敗

130

長期TB
③全交流動力 TBU
電源喪失
TBD
TBP

全交流動力電源喪失（外部電源喪失+DG失敗）+HPCS失敗（蓄電池枯渇後RCIC停
止）132

全交流動力電源喪失（外部電源喪失+DG失敗）+高圧注水失敗（RCIC本体の機能
喪失）

134

全交流動力電源喪失（外部電源喪失+DG失敗）+直流電源喪失+HPCS失敗

136

全交流動力電源喪失（外部電源喪失+DG失敗）+SRV再閉失敗+HPCS失敗

138

取水機能喪
過渡事象（給水流量の全喪失）+崩壊熱除去失敗（取水機能が喪失した場合）④崩壊熱除去 失
機能喪失
残留熱除去
過渡事象（給水流量の全喪失）+崩壊熱除去失敗（残留熱除去系が故障した場合）
系機能喪失

140
142

⑤原子炉停止機能喪失

過渡事象（主蒸気隔離弁の誤閉止）+原子炉停止失敗

144⑥LOCA時注水機能喪失

中破断LOCA+HPCS失敗+低圧ECCS失敗

146

インターフェイスシステムLOCA

148⑦格納容器バイパス（インターフェイスシステム
LOCA）

126

炉心損傷防止対策の評価項目＜審査書 P. １６６＞

炉心損傷防止対策の評価項目は以下のとおり。
（a）炉心の著しい損傷が発生するおそれがないものであり、かつ、炉心を十分に冷却できるものであること（※１）。
（b）原子炉冷却材圧力バウンダリにかかる圧力が最高使用圧力の1.2倍又は限界圧力を下回ること。
（c）原子炉格納容器バウンダリにかかる圧力が最高使用圧力又は限界圧力（※２）を下回ること。
（d）原子炉格納容器バウンダリにかかる温度が最高使用温度又は限界温度（※２）を下回ること。
また、格納容器圧力逃がし装置による排気を実施する場合には、敷地境界での実効線量を評価し、周辺の公衆に対して著しい放射線被ばくのリスクを与えないこと（発生事故当たり概ね5mSv以下）。
（※１）「炉心の著しい損傷が発生するおそれがないものであり、かつ、炉心を十分に冷却できるものであること」とは、以下に掲げる要件を満たすものであること。ただし、燃料被覆管の最高温度及び酸化量について、十分な科学的根拠が示される場合には、この限りでない。
（a）燃料被覆管の最高温度が1,200℃以下であること。
（b）燃料被覆管の酸化量は、酸化反応が著しくなる前の被覆管厚さの15%以下であること。
（※２） 女川発電所２号炉においては、限界圧力を2Pd（0.854MPa[gage]、Pd：最高使用圧力）、限界温度を200℃としている。

127

事故シーケンスグループ「高圧・低圧注水機能喪失（TQUV）」の特徴と主な対策（1/2）
対策概要＜審査書 P. １６７＞
「過渡事象（給水流量の全喪失）＋高圧注水失敗＋低圧ECCS失敗」

特徴

対策概要

過渡事象（起因事象は給水流量の全喪失）の発生後、高圧注水機能（原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系）及び低圧
注水機能（残留熱除去系（低圧注水モード）及び低圧炉心スプレイ系）が喪失する。原子炉圧力の上昇に伴う逃がし安全弁からの水蒸気の流出により原子炉水位が低下し、炉心損傷に至る。

【初期の対策】
手動により、逃がし安全弁（自動減圧機能）を用いて原子炉圧力容器を減圧し、復水移送ポンプにより炉心を冷却
外部電源あり外部電源あり起因事象

逃がし安全弁（自動減圧機能）
給水ポンプ

×

給水ポンプ

原子炉隔離時冷却系（RCIC）

原子炉隔離時冷却系（RCIC）

高圧炉心スプレイ系（HPCS）

高圧炉心スプレイ系（HPCS）

×
×
×
×

低圧炉心スプレイ系（LPCS）
残留熱除去系（RHR）

×

×
×
×
×

低圧代替注水系（常設）
復水移送ポンプ

復水貯蔵タンク

低圧炉心スプレイ系（LPCS）

残留熱除去系（RHR）

設計基準事故対処設備の高圧注水機能及び低圧注水機能が喪失

重大事故等対処設備として位置付ける復水移送ポンプを用いて炉心へ注水する。

128

事故シーケンスグループ「高圧・低圧注水機能喪失（TQUV）」の特徴と主な対策（2/2）
主な解析結果

燃料被覆管最高温度は1,200℃以下を満たしている。
原子炉格納容器の最高圧力は、限界圧力2Pd（0.854MPa[gage]）を下回る。
原子炉格納容器フィルタベント系又は耐圧強化ベント系使用時の敷地境界での実効線量は、それぞれ、約
8.3×10-2mSv以下（原子炉格納容器フィルタベント系によるベント時）、約7.9×10-2mSv以下 （耐圧強化ベント系
によるベント時）であり、5mSvを下回る。
燃料被覆管温度の推移

原子炉格納容器圧力の推移

審査結果

申請者の解析結果について、評価項目を満足していること、周辺の公衆に対して著しい放射線被ばくのリ
スクを与えることはないこと、対策及び復旧作業に必要な要員及び燃料等について計画が十分であることなどを確認。これにより、事故シーケンスグループ「高圧・低圧注水機能喪失」に対する炉心損傷防止対策が有効なものであると判断
出典：発電用原子炉設置変更許可申請の補正書及び補足説明資料（2019年9月19日）から一部抜粋 <https://www.nsr.go.jp/data/000285024.pdf>

129事故シーケンスグループ「高圧注水・減圧機能喪失（TQUX）」の特徴と主な対策（1/2）
事故想定＜審査書 P. １７５＞

「過渡事象（給水流量の全喪失）＋高圧注水失敗＋原子炉手動減圧失敗」
対策概要

特徴

【初期の対策】
・代替自動減圧機能にて逃がし安全弁（自動減圧機能）を作動し、低圧炉心スプレイ系及び残留熱除去系にて炉心を冷却【安定状態に向けた対策】
・低圧炉心スプレイ系による炉心の冷却を継続
・残留熱除去系（サプレッションプール水冷却モード）による原子炉格納容器からの除熱を実施

過渡事象（起因事象は給水流量の全喪失）の発生
後、高圧注水機能（原子炉隔離時冷却系及び高圧
炉心スプレイ系）及び減圧機能（自動減圧機能）が喪失する。原子炉圧力の上昇に伴う逃がし安全弁
からの水蒸気の流出により原子炉水位が低下し、炉心損傷に至る。
外部電源あり

起因事象

外部電源あり×

代替自動減圧機能

自動減圧機能

逃がし
安全弁

×

給水ポンプ

×

給水ポンプ

原子炉隔離時冷却系（RCIC）

原子炉隔離時冷却系（RCIC）

高圧炉心スプレイ系（HPCS）

高圧炉心スプレイ系（HPCS）

×
×

低圧炉心スプレイ系（LPCS）
残留熱除去系（RHR）

設計基準事故対処設備の高圧注
水機能及び自動減圧機能が喪失。
また、減圧ができないため、低圧注水を行うことができない。

×
×

低圧炉心スプレイ系（LPCS）
残留熱除去系（RHR）

原子炉水位回復後は、１系統を残留熱除去系（サプレッションプール
水冷却モード）へ切り替える。

自動減圧機能の代替として、代替自動減圧機能を新たに整備し、必要な信号（※）が入れば自動減圧を行い、低圧注水系で注水を行う。

130※原子炉水位低（レベル１）かつ低圧炉心スプレイ系ポンプ又は残留熱除去系ポンプ吐出圧力確立

事故シーケンスグループ「高圧注水・減圧機能喪失（TQUX）」の特徴と主な対策（2/2）
主な解析結果

原子炉冷却材圧力バウンダリの最高圧力は最高使用圧力の1.2倍（10.34MPa[gage]）を下回る。
燃料被覆管最高温度は1,200℃以下を満たしている。
原子炉圧力の推移

燃料被覆管温度の推移

審査結果

申請者の解析結果について、評価項目を満足していること、対策及び復旧作業に必要な要員及び燃料等について計画が十分であることなどを確認。これにより、事故シーケンスグループ「高圧注水・減圧機能喪失」に対する炉心損傷防止対策が有効なものであると判断
出典：発電用原子炉設置変更許可申請の補正書及び補足説明資料（2019年9月19日）から一部抜粋 <https://www.nsr.go.jp/data/000285024.pdf>

131

事故シーケンスグループ「全交流動力電源喪失（長期TB）」の特徴と主な対策（1/2）＜審査書 P. １８１＞

「全交流動力電源喪失（外部電源喪失＋DG失敗）＋HPCS失敗」

事故想定

対策概要

特徴

外部電源及び非常用ディーゼル発電機等の喪失後、直流電源の枯渇により原子炉隔離時冷却系が停止する。原子炉圧力の上昇に伴う逃がし安全弁からの蒸気の流出により原子炉水位が低下し、炉心損傷
に至る。

起因事象

外部電源 非常用ディーゼル
発電機等

・交流動力電源が復旧するまで原子炉隔離時冷却系を継続運
転[0～24時間まで]
・交流動力電源を復旧した後、復水移送ポンプにより炉心を冷却[24時間後]・原子炉補機代替冷却水系を用いた残留熱除去系（低圧注水モード）による原子炉注水及び残留熱除去系（サプレッション
プール水冷却モード）による格納容器除熱[25時間後]

原子炉建屋
交流動力電源が復旧するまで継続運転

Gen

逃がし
安全弁

原子炉隔離時冷却系
所内常設蓄電式
直流電源設備

常設代替
交流電源設備

交互に実施
残留熱除去系 残留熱除去系（低圧注水モード） （サプレッションプール
水冷却モード）

(a)より
①

DC

Gen

①

②

低圧炉心スプレイ系

交流電源喪失による機能喪失

残留熱除去系（低圧注水モード）

高圧炉心スプレイ系②(a)
復水移送ポンプ
低圧代替注水系（常設）

復水貯蔵
タンク

原子炉格納容器

交流動力電源が復旧する24時間後
以降に運転

②

原子炉補機代替冷却水系

海132

事故シーケンスグループ「全交流動力電源喪失（長期TB）」の特徴と主な対策（2/2）
主な解析結果

燃料被覆管最高温度は1,200℃以下を満たしている。
原子炉格納容器の最高圧力は、限界圧力2Pd（0.854MPa[gage]）を下回る。

燃料被覆管温度の推移

原子炉格納容器圧力の推移

審査結果

申請者の解析結果について、評価項目を満足していること、対策及び復旧作業に必要な要員及び燃料等について計画が十分であることなどを確認。これにより、事故シーケンスグループ「全交流動力電源喪失（長期TB）」に対する炉心損傷防止対策が有効なものであると判断
出典：発電用原子炉設置変更許可申請の補正書及び補足説明資料（2019年9月19日）から一部抜粋 <https://www.nsr.go.jp/data/000285024.pdf>

133

事故シーケンスグループ「全交流動力電源喪失（TBU）」の特徴と主な対策（1/2）
事故想定＜審査書 P.１８６＞「全交流動力電源喪失（外部電源喪失＋DG失敗）＋高圧注水失敗」

特徴

対策概要

外部電源及び非常用ディーゼル発電機等の喪失後、本体の故障により原子炉隔離時冷却系が停止する。
原子炉圧力の上昇に伴う逃がし安全弁からの蒸気の流出により原子炉水位が低下し、炉心損傷に至る。

・直流電源を確保し、交流動力電源が復旧するまで高圧代替注
水系を継続運転[0～24時間まで]
・交流動力電源を復旧した後、復水移送ポンプにより炉心を冷却[24時間後]・原子炉補機代替冷却水系を用いた残留熱除去系（低圧注水モード）による原子炉注水及び残留熱除去系（サプレッションプー
ル水冷却モード）による格納容器除熱[25時間後]

外部電源 非常用ディーゼル
発電機等
起因事象
高圧代替注水系

Gen

所内常設蓄電式
直流電源設備

DC

①

原子炉建屋

交流動力電源が復旧するまで継続運転
逃がし
安全弁

(a)より

常設代替
交流電源設備

交互に実施
残留熱除去系 残留熱除去系（低圧注水モード） （サプレッションプール
水冷却モード）原子炉隔離時冷却系
本体故障による機能喪失

Gen
高圧炉心スプレイ系②①

低圧炉心スプレイ系

交流電源喪失による機能喪失(a)

残留熱除去系（低圧注水モード）②
復水移送ポンプ
低圧代替注水系（常設）

復水貯蔵
タンク

原子炉格納容器②

交流動力電源が復旧する24時間後以降に運転
原子炉補機代替冷却水系

海134

事故シーケンスグループ「全交流動力電源喪失（TBU）」の特徴と主な対策（2/2）
主な解析結果

燃料被覆管最高温度は1,200℃以下を満たしている。
原子炉格納容器の最高圧力は、限界圧力2Pd（0.854MPa[gage]）を下回る。

燃料被覆管温度の推移

原子炉格納容器圧力の推移

審査結果

申請者の解析結果について、評価項目を満足していること、対策及び復旧作業に必要な要員及び燃料等について計画が十分であることなどを確認。よって、事故シーケンスグループ「全交流動力電源喪失（TBU）」
に対する炉心損傷防止対策が有効なものであると判断
出典：発電用原子炉設置変更許可申請の補正書及び補足説明資料（2019年9月19日）から一部抜粋 <https://www.nsr.go.jp/data/000285024.pdf>

135

事故シーケンスグループ「全交流動力電源喪失（TBD）」の特徴と主な対策（1/2）
事故想定＜審査書 P.１９０＞「全交流動力電源喪失（外部電源喪失＋DG失敗）＋直流電源喪失＋HPCS失敗」

特徴

対策概要

外部電源及び非常用ディーゼル発電機等の喪失後
直流電源の喪失により原子炉隔離時冷却系が停止する。原子炉圧力の上昇に伴う逃がし安全弁からの蒸気の流出により原子炉水位が低下し、炉心損傷に至る。

・代替直流電源を確保し、交流動力電源が復旧するまで高圧代替注水系を継続運転[0～24時間まで]
・交流動力電源を復旧した後、復水移送ポンプにより炉心を冷却[24時間後]・原子炉補機代替冷却水系を用いた残留熱除去系（低圧注水モード）による原子炉注水及び残留熱除去系（サプレッションプー
ル水冷却モード）による格納容器除熱[25時間後]

外部電源 非常用ディーゼル
発電機等
起因事象
高圧代替注水系

Gen

所内常設蓄電式
直流電源設備

DC

①

原子炉建屋

交流動力電源が復旧するまで継続運転
逃がし
安全弁

(a)より

常設代替
交流電源設備

交互に実施
残留熱除去系 残留熱除去系（低圧注水モード） （サプレッションプール
水冷却モード）原子炉隔離時冷却系
直流電源喪失により機能喪失

Gen
高圧炉心スプレイ系

常設代替
直流電源設備（125V代替蓄電池）②

低圧炉心スプレイ系

交流電源喪失による機能喪失

DC

(a)

①

残留熱除去系（低圧注水モード）②
復水移送ポンプ
低圧代替注水系（常設）

復水貯蔵
タンク

原子炉格納容器②

交流動力電源が復旧する24時間後以降に運転
原子炉補機代替冷却水系

海136

事故シーケンスグループ「全交流動力電源喪失（TBD）」の特徴と主な対策（2/2）
主な解析結果

燃料被覆管最高温度は1,200℃以下を満たしている。
原子炉格納容器の最高圧力は、限界圧力2Pd（0.854MPa[gage]）を下回る。

燃料被覆管温度の推移

原子炉格納容器圧力の推移

審査結果

申請者の解析結果について、評価項目を満足していること、対策及び復旧作業に必要な要員及び燃料等について計画が十分であることなどを確認。これにより、事故シーケンスグループ「全交流動力電源喪失（TBD）」に対する炉心損傷防止対策が有効なものであると判断
出典：発電用原子炉設置変更許可申請の補正書及び補足説明資料（2019年9月19日）から一部抜粋 <https://www.nsr.go.jp/data/000285024.pdf>

137

事故シーケンスグループ「全交流動力電源喪失（TBP）」の特徴と主な対策（1/2）
事故想定＜審査書 P.１９４＞「全交流動力電源喪失（外部電源喪失＋DG失敗）＋SRV再閉失敗＋HPCS失敗」

特徴

対策概要

外部電源及び非常用ディーゼル発電機等の喪失後、逃がし安全弁の開固着による原子炉圧力の低下に伴い原子炉隔離時冷却系が停止する。逃がし安全
弁からの蒸気の流出により原子炉水位が低下し、炉心損傷に至る・原子炉圧力が1.04MPa[gage]未満に低下するまで、原子炉隔離時冷却系を継続運転[0～約52分まで]・逃がし安全弁を手動開操作し、直流駆動低圧注水系ポンプにより炉心を冷却[約52分～24時間まで]
・交流動力電源を復旧した後、復水移送ポンプにより炉心を冷却[24時間後]・原子炉補機代替冷却水系を用いた残留熱除去系（低圧注水モード）による原子炉注水及び残留熱除去系（サプレッションプー
ル水冷却モード）による格納容器除熱[25時間後]

外部電源

非常用ディーゼル 常設代替
発電機等
交流電源設備Gen

Gen

所内常設蓄電式
直流電源設備

炉圧の低下により約52分後に停止③②

１個が開固着直流駆動低圧注水系ポンプ

逃がし
安全弁

①

原子炉建屋
交互に実施

残留熱除去系 残留熱除去系（低圧注水モード） （サプレッションプール
水冷却モード）低圧代替注水系（常設）

原子炉隔離時冷却系(a)より
高圧炉心スプレイ系

DC
DC

②

(a)より

起因事象
常設代替
直流電源設備（250V蓄電池）

約52分～24時
間まで運転

交流電源
喪失による
機能喪失

①

低圧炉心スプレイ系
残留熱除去系（低圧注水モード）③
復水移送ポンプ

復水貯蔵
タンク

原子炉格納容器

低圧代替注水系（常設）③(a)
交流動力電源が復旧する24時間後
以降に運転

海

138
原子炉補機代替冷却水系

事故シーケンスグループ「全交流動力電源喪失（TBP）」の特徴と主な対策（2/2）
主な解析結果

燃料被覆管最高温度は1,200℃以下を満たしている。
原子炉格納容器の最高圧力は、限界圧力2Pd（0.854MPa[gage]）を下回る。

燃料被覆管温度の推移

原子炉格納容器圧力の推移

審査結果

申請者の解析結果について、評価項目を満足していること、対策及び復旧作業に必要な要員及び燃料等について計画が十分であることなどを確認。これにより、事故シーケンスグループ「全交流動力電源喪失（TBP）」に対する炉心損傷防止対策が有効なものであると判断
出典：発電用原子炉設置変更許可申請の補正書及び補足説明資料（2019年9月19日）から一部抜粋 <https://www.nsr.go.jp/data/000285024.pdf>

139

事故シーケンスグループ「崩壊熱除去機能喪失」の特徴と主な対策（1/4）
事故想定＜審査書 P.２０１＞「過渡事象（給水流量の全喪失）+崩壊熱除去失敗（取水機能が喪失した場合）」

特徴

対策概要

運転時の異常な過渡変化又は設計基準事故（LOCAを除く。）の発
生後、原子炉圧力容器への注水により炉心冷却には成功するが、海水を取水する機能を喪失することに伴い最終ヒートシンクへ熱を輸送できなくなることにより、原子炉格納容器からの除熱機能を喪失し、原子炉格納容器内の圧力上昇を抑制できないため、原子炉
格納容器が先行破損に至る。これに伴い原子炉圧力容器への注水の継続ができなくなる場合、原子炉水位の低下により炉心が露出し、炉心損傷に至る。

・原子炉隔離時冷却系を継続運転[0～8時間まで]
・逃がし安全弁を手動開操作し、復水移送ポンプを用いて炉心を冷却[8時間後]
・原子炉補機代替冷却水系を用いた残留熱除去系（低圧注水モード）による原子炉注水及び残留熱除去系（サプレッションプール水冷却モード）による格
納容器除熱[24時間後]

外部電源

非常用ディーゼル
発電機等

Gen

原子炉建屋
０～８時間まで運転

起因事象

原子炉隔離時冷却系

給水ポンプ

(a)より
常設代替
交流電源設備
補機冷却水
喪失による
機能喪失

Gen

逃がし
安全弁

給水流量の全喪失

交互に実施
残留熱除去系 残留熱除去系（低圧注水モード） （サプレッションプール
水冷却モード）

高圧炉心スプレイ系
低圧炉心スプレイ系
残留熱除去系（低圧注水モード）①

８時間以降に運転

復水貯蔵
タンク

①

復水移送ポンプ
低圧代替注水系（常設）(a)

原子炉補機冷却海水系

海

原子炉補機
冷却水系
取水機能喪失に伴う補機冷却水喪失

原子炉格納容器①

２４時間後に運転

海

原子炉補機代替冷却水系140

事故シーケンスグループ「崩壊熱除去機能喪失」の特徴と主な対策（2/4）
主な解析結果

燃料被覆管最高温度は1,200℃以下を満たしている。
原子炉格納容器の最高圧力は、限界圧力2Pd（0.854MPa[gage]）を下回る。

燃料被覆管温度の推移

原子炉格納容器圧力の推移

審査結果

申請者の解析結果について、評価項目を満足していること、対策及び復旧作業に必要な要員及び燃料等について計画が十分であることなどを確認。これにより、事故シーケンスグループ「崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合）」に対する炉心損傷防止対策が有効なものであると判断
出典：発電用原子炉設置変更許可申請の補正書及び補足説明資料（2019年9月19日）から一部抜粋 <https://www.nsr.go.jp/data/000285024.pdf>

141

事故シーケンスグループ「崩壊熱除去機能喪失」の特徴と主な対策（3/4）
事故想定＜審査書 P.２０７＞「過渡事象（給水流量の全喪失）+崩壊熱除去失敗（残留熱除去系が故障した場合）」

特徴

対策概要

運転時の異常な過渡変化又は設計基準事故（LOCAを除く。）の発
生後、原子炉圧力容器への注水により炉心冷却には成功するが、残留熱除去系の故障により原子炉格納容器からの除熱機能を喪失し、原子炉格納容器内の圧力上昇を抑制できないため、原子炉
格納容器が先行破損に至る。これに伴い、原子炉圧力容器への注水の継続ができなくなる場合、原子炉水位の低下により炉心が露出し、炉心損傷に至る。

外部電源

非常用ディーゼル
発電機等

原子炉建屋
起因事象

Gen
原子炉格納容器代替スプ
レイ冷却系（可搬型）
注水用ヘッダ

大容量送水ポンプ（タイプＩ）

・原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系による炉心冷却・原子炉格納容器代替スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却・原子炉格納容器フィルタベント系による原子炉格
納容器からの除熱

残留熱除去系の故障

逃がし
安全弁

給水流量の全喪失

原子炉格納容器
フィルタベント系

給水ポンプ

残留熱除去系（Ａ）/（Ｂ）
解析上考慮せず

淡水貯水槽

残留熱除去系（Ｃ）
低圧炉心スプレイ系
原子炉隔離時冷却系

復水貯蔵
タンク

（水位回復後期待せず）

高圧炉心スプレイ系

原子炉格納容器142

事故シーケンスグループ「崩壊熱除去機能喪失」の特徴と主な対策（4/4）
主な解析結果

燃料被覆管最高温度は1,200℃以下を満たしている。
原子炉格納容器の最高圧力は、限界圧力2Pd（0.854MPa[gage]）を下回る。
原子炉格納容器フィルタベント系又は耐圧強化ベント系使用時の敷地境界での実効線量は、「LOCA時注水機能喪失」での評価結果（原子炉格納容器フィルタベント系によるベント時：約8.3×10-2mSv、耐圧強化ベント系によるベント時：約7.9×10-2mSv）と同等であり、5mSvを下回る。
燃料被覆管温度の推移

原子炉格納容器圧力の推移

審査結果

申請者の解析結果について、評価項目を満足していること、周辺の公衆に対して著しい放射線被ばくのリ
スクを与えることはないこと、対策及び復旧作業に必要な要員及び燃料等について計画が十分であることなどを確認。これにより、事故シーケンスグループ「崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系が故障した場合）」に対する炉心損傷防止対策が有効なものであると判断
出典：発電用原子炉設置変更許可申請の補正書及び補足説明資料（2019年9月19日）から一部抜粋 <https://www.nsr.go.jp/data/000285024.pdf>

143

事故シーケンスグループ「原子炉停止機能喪失」の特徴と主な対策（1/2）
事故想定＜審査書 P.２１２＞「過渡事象（主蒸気隔離弁の誤閉止）＋原子炉停止失敗」

特徴

対策概要

運転時の異常な過渡変化の発生後に原子炉停止
機能が作動せず、原子炉出力を低下させることができないことから、原子炉圧力容器内の圧力が上昇することにより逃がし安全弁からの水蒸気の流出が継続し、原子炉水位が低下することにより炉心が露出し、炉心損傷に至る

・代替原子炉再循環ポンプトリップ機能による原子炉出力の抑制
・自動減圧系作動阻止機能により原子炉冷却材注入量の増加を阻止することによる正の反応度印加の防止
・ほう酸水注入系による原子炉停止及び未臨界の維持
・原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系による炉心の冷却
・残留熱除去系（サプレッションプール水冷却モード）による原子炉格納容器からの除熱

原子炉格納容器

自動減圧系作動阻止機能
自動減圧系又は代替自動減圧回路
逃がし安全弁

給水系より原子炉隔離時
冷却系
高圧炉心
スプレイ系
ほう酸水注入系

外部電源

起因事象
原子炉
再循環
ポンプ

主蒸気隔離弁の全閉
原子炉補機冷却水系（原子炉
補機冷却海水系を含む）
スクラム失敗代替原子炉再循環ポンプトリップ機能

残留熱除去系（サプレッションプール
水冷却モード）海144

事故シーケンスグループ「原子炉停止機能喪失」の特徴と主な対策（2/2）

主な解析結果

燃料被覆管最高温度は1,200℃以下を満たしている。

中性子束、平均表面熱流束及び炉心流量の推移

燃料被覆管温度（沸騰遷移発生位置）の推移

審査結果

申請者の解析結果について、評価項目を満足していること、対策及び復旧作業に必要な要員及び燃料等について計画が十分であることなどを確認。これにより、事故シーケンスグループ「原子炉停止機能喪失」に対する炉心損傷防止対策が有効なものであると判断
出典：発電用原子炉設置変更許可申請の補正書及び補足説明資料（2019年9月19日）から一部抜粋 <https://www.nsr.go.jp/data/000285024.pdf>

145

事故シーケンスグループ「LOCA時注水機能喪失」の特徴と主な対策（1/2）
事故想定＜審査書 P.２１９＞「中破断LOCA＋HPCS失敗＋低圧ECCS失敗｣
対策概要

特徴

中小破断LOCAの発生後、高圧注水機能（原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系）及び低圧注
水機能（低圧炉心スプレイ系及び残留熱除去系（低圧注水モード））が喪失し、破断箇所からの原子炉
冷却材の流出により原子炉水位が低下し、炉心損
傷に至る。

外部電源

常設代替
交流電源設備

Gen

原子炉建屋

Gen

設計基準事故対処設備の高圧注水機能及び低圧注水機能が喪失①

原子炉格納容器代替
スプレイ冷却系（可搬型）

大容量送水
ポンプ（タイプＩ）

注水用ヘッダ

非常用ディーゼル
発電機等

・逃がし安全弁を手動開操作し、低圧代替注水系（常設）（復水移送ポンプ）により炉心を冷却
・原子炉格納容器代替スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器
冷却・原子炉格納容器フィルタベント系による原子炉格納容器からの
除熱

逃がし
安全弁

給水流量の全喪失

原子炉格納容器
フィルタベント系

給水ポンプ
原子炉隔離時冷却系
高圧炉心スプレイ系
低圧炉心スプレイ系

淡水貯水槽

起因事象

残留熱除去系（低圧注水モード）
復水移送ポンプ

復水貯蔵
タンク

①
低圧代替注水系（常設）

再循環配管の破断
原子炉格納容器重大事故等対処設備である低圧代替注水系（常設）（復水移送ポンプ）を用いて炉心へ注水する

146

事故シーケンスグループ「LOCA時注水機能喪失」の特徴と主な対策（2/2）
主な解析結果

燃料被覆管最高温度は1,200℃以下を満たしている。
原子炉格納容器の最高圧力は、限界圧力2Pd（0.854MPa[gage]）を下回る。
原子炉格納容器フィルタベント系又は耐圧強化ベント系使用時の敷地境界での実効線量は、それぞれ、約
8.3×10-2mSv（原子炉格納容器フィルタベント系によるベント時）、約7.9×10-2mSv （耐圧強化ベント系によるベント時）であり、5mSvを下回る。
燃料被覆管温度の推移

原子炉格納容器圧力の推移

審査結果

申請者の解析結果について、評価項目を満足していること、周辺の公衆に対して著しい放射線被ばくのリ
スクを与えることはないこと、対策及び復旧作業に必要な要員及び燃料等について計画が十分であることなどを確認。これにより、事故シーケンスグループ「LOCA時注水機能喪失」に対する炉心損傷防止対策が有効なものであると判断
出典：発電用原子炉設置変更許可申請の補正書及び補足説明資料（2019年9月19日）から一部抜粋 <https://www.nsr.go.jp/data/000285024.pdf>

147

事故シーケンスグループ「格納容器バイパス（インターフェイスシステムLOCA）」の特徴と主な対策（1/2）
事故想定「ISLOCA｣＜審査書 P.２２７＞

対策概要

特徴

原子炉冷却材圧力バウンダリ機能の喪失（隔離弁の隔離失敗等により低圧設計部分が過圧され破断）に伴い、原子炉冷却材の原子炉格納容器外への漏えいが継続することで、保有水量が減少し、炉心損傷に至る。

・原子炉水位低（レベル2）にて原子炉隔離時冷却系起動・事象発生から約30分後に原子炉を減圧し、低圧炉心スプレイ系
及び残留熱除去系（低圧注水モード）により炉心を冷却・破断箇所の隔離を実施
・健全側の残留熱除去系（サプレッションプール冷却モード）により格納容器を除熱
原子炉建屋

原子炉建屋
原子炉建屋ブローアウトパネルの開放※

逃がし
安全弁

開閉試験中に
2弁が開放

逃がし
安全弁

破断箇所からの漏えい抑制のための減圧現場での隔離操作
原子炉隔離時
冷却系
高圧炉心
スプレイ系

復水
貯蔵
タンク

LO

高圧炉心
スプレイ系

破断
箇所

復水
貯蔵
タンク

LO

： 低圧設計配管： ロックドオープン（常時開の手動弁）

LO

破断
箇所

低圧炉心スプレイ系
残留熱除去系（低圧注水モード）※ 閉止機能については、別資料にて説明

148

事故シーケンスグループ「格納容器バイパス（インターフェイスシステムLOCA）」の特徴と主な対策（2/2）
主な解析結果

原子炉冷却材圧力バウンダリの最高圧力は最高使用圧力の1.2倍（10.34MPa[gage]）を下回る。
燃料被覆管最高温度は1,200℃以下を満たしている。
原子炉圧力の推移

燃料被覆管温度の推移

審査結果

申請者の解析結果について、評価項目を満足していること、対策及び復旧作業に必要な要員及び燃料等について計画が十分であることなどを確認。これにより、事故シーケンスグループ「格納容器バイパス」に対する炉心損傷防止対策が有効なものであると判断
出典：発電用原子炉設置変更許可申請の補正書及び補足説明資料（2019年9月19日）から一部抜粋 <https://www.nsr.go.jp/data/000285024.pdf>

149原子炉格納容器の破損の防止
想定する格納容器破損モードと評価事故シーケンス
格納容器破損モード

評価事故シーケンス

ページ①雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）

大破断LOCA＋HPCS失敗＋低圧
ECCS失敗＋全交流動力電源喪失

153②高圧溶融物放出／格納容器雰囲
気直接加熱（DCH（※１））

過渡事象＋高圧注水失敗＋手動減
圧失敗＋炉心損傷後の原子炉減圧
失敗（＋DCH発生）

157③原子炉圧力容器外の溶融燃料－
冷却材相互作用（FCI（※２））

過渡事象＋高圧注水失敗＋低圧
ECCS失敗＋損傷炉心冷却失敗（＋
FCI発生）

160④水素燃焼

大破断LOCA＋HPCS失敗＋低圧
ECCS失敗＋全交流動力電源喪失

165⑤溶融炉心・コンクリート相互作用

過渡事象＋高圧注水失敗＋低圧
ECCS失敗＋損傷炉心冷却失敗（＋
デブリ冷却失敗）

167※１ DCH : Direct Containment Heating※２ FCI : Fuel Coolant Interaction150

格納容器破損防止対策の評価項目＜審査書 P.２３３＞

格納容器破損防止対策の評価項目は以下のとおり。
（a）原子炉格納容器バウンダリにかかる圧力が最高使用圧力又は限界圧力を下回ること。
（b）原子炉格納容器バウンダリにかかる温度が最高使用温度又は限界温度を下回ること。
（c）放射性物質の総放出量は、放射性物質による環境への汚染の視点も含め、環境への影響をできるだけ小さくとどめるものであること（※）。
（d）原子炉圧力容器の破損までに原子炉冷却材圧力は2.0MPa以下に低減されていること。
（e）急速な原子炉圧力容器外の溶融燃料－冷却材相互作用による熱的・機械的荷重によって原子炉
格納容器バウンダリの機能が喪失しないこと。
（f）原子炉格納容器が破損する可能性のある水素の爆轟を防止すること。（ドライ条件に換算して水素濃度が13vol%以下又は酸素濃度が5vol%以下であること。）（g）可燃性ガスの蓄積、燃焼が生じた場合においても、（a）の要件を満足すること。
（h）原子炉格納容器の床上に落下した溶融炉心が床面を拡がり原子炉格納容器バウンダリと直接接触しないこと及び溶融炉心が適切に冷却されること。
（i）溶融炉心による侵食によって、原子炉格納容器の構造部材の支持機能が喪失しないこと及び溶融
炉心が適切に冷却されること。
（※）有効性評価ガイドでは、「想定する格納容器破損モードに対して、Cs-137の放出量が100TBqを下回っていること」としている。

151

格納容器破損防止対策 (限界温度・限界圧力)＜審査書 P.２３４＞

要求事項：（a） 原子炉格納容器バウンダリにかかる圧力が最高使用圧力又は限界圧力を下回ること。
（b） 原子炉格納容器バウンダリにかかる温度が最高使用温度又は限界温度を下回ること。
これらの要求事項に対して、限界温度又は限界圧力を評価項目として用いる場合には、その根拠と妥当性を示すことを求められる。
女川２号炉においては、原子炉格納容器の限界圧力を2Pd（0.854 MPa[gage]、Pd:最高使用圧力）、限界温度を200℃としていることから、当該環境においても原子炉格納容器は閉じ込め機能を満足することの根拠と妥当性を確認する。
評価対象部位想定される機能喪失要因➀

原子炉格納容器本体

延性破壊、疲労破壊➁

ドライウエル主フランジ

延性破壊

➂

機器搬出入用ハッチ

延性破壊、座屈
スリーブ、端板、
閉止板、閉止フランジを含む
スリーブ、平板類、閉止板、伸縮継手を
含む

➃
➄
➅
➆
➇

所員用エアロック
延性破壊
逃がし安全弁搬出入口
延性破壊
配管貫通部
延性破壊、疲労破壊
電気配線貫通部
延性破壊
原子炉格納容器隔離弁
延性破壊
各シール部
②から➇
開口・高温劣化（②から⑥及び⑧は改良EPDM材に変更予定）

評価方法
試験結果等を活用した評価
設計・建設規格に基づく評価
試験結果等を活用した評価
試験結果等を活用した評価
設計・建設規格に基づく評価
設計・建設規格に基づく評価
設計・建設規格に基づく評価
設計・建設規格に基づく評価
設計・建設規格に基づく評価
設計・建設規格に基づく評価
実験結果及び
有限要素法による解析

評価結果

2Pdに対して、一定以上の裕度を有する。

200℃、2Pdを7日間継続しても漏えいしない。

原子炉格納本体に対する評価結果
評価対象

評価部位
構造・形状不連続部

原子炉格納
容器本体

一般部
ドライウェル基部
ベント管ベローズ

評価方法の概要
評価結果
代表プラントの原子炉格
納容器全体構造の解析
2Pd以上結果を適用し、許容応力
を評価
2Pd以上
許容応力以下疲労累積係数閾値以下（1以下）

審査結果

評価対象部位➅配管貫通部：スリーブ、平板類、セーフエンド、伸縮継手を含む

格納容器破損防止対策において、原子炉格納容器の閉じ込め機能に期待できる根拠と妥当性を示した上で、限界温度及び限界圧力を設定していることを確認

出典：発電用原子炉設置変更許可申請の補正書及び補足説明資料（2019年9月19日）から一部抜粋 < https://www.nsr.go.jp/data/000285027.pdf >152

格納容器破損モード「格納容器過圧・過温破損」の特徴と主な対策（1/4）＜審査書 P.２３５＞

代替循環冷却系を使用する場合
事故想定「大破断ＬＯＣＡ＋ＨＰＣＳ失敗＋低圧ＥＣＣＳ失敗＋全交流動力電源喪失」

特徴

対策概要

配管破断等により流出した高温の原子炉冷却材、崩壊熱及びジルコニウム-水反応により発生した水蒸気並びにジルコニウム-水反応
及び水の放射線分解による非凝縮性ガスによって原子炉格納容器の圧力及び温度が上昇し、その後、放置すれば原子炉格納容器の破損に至る。

・低圧代替注水系（常設）（復水移送ポンプ）による炉心の冷却・代替循環冷却系による最終ヒートシンクへの熱の輸送手段の確保

外部電源 非常用ディーゼル 常設代替発電機等 交流電源設備

Gen

原子炉建屋

Gen
①

逃がし
安全弁

原子炉隔離時冷却系
高圧炉心スプレイ系
低圧炉心スプレイ系①
機能喪失

復水移送ポンプ
破断箇所

低圧代替注水系（常設）
残留熱除去系ポンプ
代替循環冷却ポンプ

復水貯蔵
タンク

原子炉格納容器
原子炉補機代替冷却水系の準備時間等を考慮し24時間後から運転①
原子炉補機代替冷却水系

海153

格納容器破損モード「格納容器過圧・過温破損」の特徴と主な対策（2/4）
代替循環冷却系を使用する場合
主な解析結果

原子炉格納容器の最高圧力は、限界圧力2Pd（0.854MPa）を下回る
原子炉格納容器の最高温度は、限界温度200℃を下回る
環境中に放出されるCs-137の放出量は約9.9×10-1TBq（7日間）であり、100TBqを下回る
原子炉格納容器圧力の推移

原子炉格納容器雰囲気温度の推移

事故後の時間（h）

審査結果

申請者の解析結果について、評価項目を満足していること、対策及び復旧作業に必要な要員及び燃料等について計画が十分であることなどを確認。これにより、事故シーケンスグループ「雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）」に対する格納容器破損防止対策が有効なものであると判断
出典：発電用原子炉設置変更許可申請の補正書及び補足説明資料（2019年9月19日）から一部抜粋 <https://www.nsr.go.jp/data/000285024.pdf>

154

格納容器破損モード「格納容器過圧・過温破損」の特徴と主な対策（3/4）＜審査書 P.２４０＞

原子炉格納容器フィルタベント系を使用する場合
事故想定「大破断LOCA＋HPCS失敗＋低圧ECCS失敗＋全交流動力電源喪失」

特徴

対策概要

配管破断等により流出した高温の原子炉冷却材、崩壊熱及びジルコニウム-水反応により発生した水蒸気並びにジルコニウム-水反応
及び水の放射線分解による非凝縮性ガスによって原子炉格納容器の圧力及び温度が上昇し、その後、放置すれば原子炉格納容器の破損に至る。
外部電源 非常用ディーゼル 常設代替発電機等 交流電源設備

Gen

原子炉建屋

Gen

注水用ヘッダ

大容量送水ポンプ（タイプＩ）

・低圧代替注水系（常設）（復水移送ポンプ）による炉
心の冷却・原子炉格納容器代替スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器の冷却・原子炉格納容器フィルタベント系による最終ヒートシ
ンクへの熱の輸送手段の確保①

原子炉格納容器
代替スプレイ冷却系（可搬型）

逃がし
安全弁

原子炉隔離時冷却系

原子炉格納容器
フィルタベント系

高圧炉心スプレイ系
低圧炉心スプレイ系

①

淡水貯水槽
機能喪失

復水移送ポンプ
低圧代替注水系（常設）

破断箇所

残留熱除去系ポンプ
代替循環冷却ポンプ

復水貯蔵
タンク

原子炉格納容器①
代替循環冷却系を使用できない場合を評価する
原子炉補機代替冷却水系

海155

格納容器破損モード「格納容器過圧・過温破損」の特徴と主な対策（4/4）
原子炉格納容器フィルタベント系を使用する場合
主な解析結果

原子炉格納容器の最高圧力は、限界圧力2Pd（0.854MPa）を下回る。
原子炉格納容器の最高温度は、限界温度200℃を下回る。
環境中に放出されるCs-137の放出量は約1.4TBq（7日間）であり、100TBqを下回る。
原子炉格納容器圧力の推移

原子炉格納容器雰囲気温度の推移

原子炉格納容器フィルタベント系によるベント実施（約45時間後)

審査結果

事故後の時間（h）

申請者の解析結果について、評価項目を満足していること、対策及び復旧作業に必要な要員及び燃料等について計画が十分であることなどを確認。これにより、事故シーケンスグループ「雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）」に対する格納容器破損防止対策が有効なものであると判断
出典：発電用原子炉設置変更許可申請の補正書及び補足説明資料（2019年9月19日）から一部抜粋 <https://www.nsr.go.jp/data/000285024.pdf>

156

格納容器破損モード「高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」の特徴と主な対策（1/3）
事故想定＜審査書 P.２４７＞「過渡事象＋高圧注水失敗＋手動減圧失敗＋炉心損傷後の原子炉減圧失敗（＋DCH発生）」特徴
・原子炉圧力容器が高い圧力の状況で損傷し、溶融炉心等が急速に放出され、格納容器雰囲気が直接加熱されることで、格納容器内の温度及び圧力が上昇し、格納容器の破損に至る。

外部電源 非常用ディーゼル 常設代替 原子炉建屋
交流電源設備発電機等

Gen（タイプＩ）

注水用ヘッダ

大容量送水ポンプ ①

Gen

ドライウェル
圧力高
原子炉水位低代替自動減圧回路
原子炉格納容器代替スプレイ冷却系

原子炉隔離時冷却系

RHRポンプ
出口圧力高
LPCSポンプ
出口圧力高

逃がし安全弁

高圧炉心スプレイ系
機能喪失（ＴＱＵＸ）

淡水貯水槽

自動減圧回路低圧代替注水も期待しない

低圧炉心スプレイ系

低圧注水機能も機能喪失①

低圧代替注水系（常設）

原子炉水位低RHRポンプ
出口圧力高
LPCSポンプ
出口圧力高

原子炉格納容器下部注水系（常設）

復水移送ポンプ

機能は健全だが作動条件を満たしていないので作動しない

残留熱除去系ポンプ
代替循環冷却ポンプ

復水貯蔵
タンク

原子炉格納容器
原子炉補機代替冷却水系の準備時間等を考慮し24時間後から運転①
原子炉補機代替冷却水系

海157

格納容器破損モード「高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」の特徴と主な対策（2/3）＜審査書 P.２４７＞

対策① RPVが破損するまで対策② RPV破損後• 原子炉水位が燃料有効長底部から燃料棒有効長さの20%上の位置に到達した時点で、自動減圧機能付き逃がし安全弁２個を手動開操作し、原子炉を急速減圧する。
• 原子炉圧力容器破損まで逃がし安全弁（自動減圧機能）の開放
状態を維持する。
• 原子炉格納容器代替スプレイ冷却系（常設）により、原子炉圧力容器破損前に格納容器下部（ペデスタル）から3.88mの水位を確保する。（原子炉圧力容器下鏡部温度が300℃に到達した時点で、注水を開始する。）• 原子炉格納容器下部注水系（常設）（復水移送ポンプ）により、格納容器下部水位を3.67mから3.88mに維持する。
• 原子炉格納容器代替スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器スプレイにより格納容器内を冷却する。
• 代替循環冷却系により、溶融炉心の冷却及び格納容器除熱を実施する。

ＨＰＭＥ※/ＤＣＨ対策

外部電源

Gen
①
常設代替
交流電源設備

格納容器スプレイによる
PCV環境の緩和
逃がし安全弁

原子炉格納容器
代替スプレイ冷却系（常設）

有効燃料棒底部①

大容量送水ポンプ（タイプＩ）

燃料有効長の20%上の位置

復水移送
ポンプ

Gen

RPV破損後

注水用ヘッダ

非常用ディーゼル
発電機等

RPV破損前・逃がし安全弁（自動減圧機能）２個の手動開操作
による原子炉急速減圧・原子炉圧力容器の破損まで、逃がし安全弁開放
状態を保持

原子炉格納容器
代替スプレイ冷却系（可搬型）
逃がし安全弁

復水移送 原子炉格納容器
ポンプ
下部注水系（常設）

淡水貯水槽

下鏡
温度

①

300℃

復水貯蔵
タンク

・格納容器スプレイによる格納容器内の冷却（代替循環冷却系準備時間を考慮し24時間
後に代替循環冷却系による冷却に切替える）

復水貯蔵
タンク
ＭＣＣＩ対策ＭＣＣＩ対策

原子炉圧力容器が破損する前に格納容器下部に3.67mから3.88mの水位を確保する。

下部注水による溶融炉心の冷却※ ＨＰＭＥ：Ｈｉｇｈ Ｐｒｅｓｓｕｒｅ Ｍｅｌｔ Ｅｊｅｃｔｉｏｎ（高圧溶融物放出）158

格納容器破損モード「高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」の特徴と主な対策（3/3）
主な解析結果

原子炉圧力容器破損時点の原子炉圧力は、2.0MPa[gage]以下に抑えられる。
原子炉圧力の推移

審査結果

申請者の解析結果について、評価項目を満足していること、対策及び復旧作業に必要な要員及び燃料等について計画が十分であることなどを確認。これにより、格納容器破損モード「高圧溶融物放出／格納容器
雰囲気直接加熱」に対する格納容器破損防止対策が有効なものであると判断
出典：発電用原子炉設置変更許可申請の補正書及び補足説明資料（2019年9月19日）から一部抜粋 <https://www.nsr.go.jp/data/000285024.pdf>

159格納容器破損モード「原子炉圧力容器外の溶融燃料－冷却材相互作用」の特徴と主な対策（1/2）
事故想定「過渡事象＋高圧注水失敗＋低圧ECCS失敗＋損傷炉心冷却失敗（＋FCI発生）」＜審査書 P.２５３＞

特徴

対策概要

• 溶融炉心と原子炉圧力容器外の冷却水が接触して、圧力スパイクが生じる可能性があり、このときに発生するエネルギーが大きいと構造物が破壊され、格納容器の破損に至る。

• ＦＣＩに対する格納容器破損防止対策の有効性を確認する観点から、原子炉圧力容器の損傷まで事象を進展させるため、原子炉圧力容器破損まで注水手段のすべてが使用できないと仮定する。そのため、シナリオ及び対策については、格納容器破損モード「高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」と同一となる。
• 初期の対策のうち本件に対応するものは、圧力スパイクが発生した場合に格納容器バウンダリの機能を維持し、同時に実施する溶融炉心・コンクリート相互作用の緩和効果に期待でき、原子炉減圧時の原子炉格納容器環境の緩和を考慮した水位として、格納容器下部への注水水位を3.88mの水位に設定することである。

※原子炉圧力容器外の溶融燃料－冷却材相互作用（以下「ＦＣＩ」という。）には、衝撃を伴う水蒸気爆発と、溶融炉心から冷却材への伝熱による水蒸気発生に伴う急激な圧力上昇（以下「圧力スパイク」という。）がある
が、水蒸気爆発の可能性は極めて低いと考えられる
ため、圧力スパイクについて考慮する。
原子炉建屋

格納容器

原子炉
圧力
容器

逃がし安全弁

①原子炉圧力容器が損傷し溶融炉心が原子炉圧力容器外に落下する。
②溶融炉心から冷却材への伝熱により水蒸気が発生し、急激な圧力上昇（圧力スパイク）が生じる。
このとき発生するエネルギーが大きいと格納容器の破損（格納容器バウンダリの機能喪失）に至る可能性がある

ＦＣＩには、衝撃を伴う水蒸気爆発もあるが、発生の可能性は極めて低いと考えられる。

160

格納容器破損モード「原子炉圧力容器外の溶融燃料－冷却材相互作用」の特徴と主な対策（2/2）
主な解析結果

事象発生から約4.3時間後には原子炉圧力容器破損に至り、圧力スパイクが生じることにより原子炉格納容器内の圧力及び温度は上昇するが、圧力スパイクによって原子炉格納容器バウンダリにかかる圧力、温度はそれぞれ限界圧力2Pd（0.854MPa[gage]）及び限界温度200℃を下回る。
原子炉格納容器圧力の推移

原子炉格納容器雰囲気温度の推移

審査結果

申請者が水蒸気爆発の発生の可能性は極めて低いとしていることは妥当と判断
申請者の解析結果について、評価項目を満足していること、対策及び復旧作業に必要な要員及び燃料等について計画が十分であることなどを確認。これにより、格納容器破損モード「原子炉圧力容器外の溶融燃
料－冷却材相互作用」に対する格納容器破損防止対策が有効なものであると判断
出典：発電用原子炉設置変更許可申請の補正書及び補足説明資料（2019年9月19日）から一部抜粋 <https://www.nsr.go.jp/data/000285024.pdf>

161

事故シーケンスグループ「原子炉圧力容器外の溶融燃料－冷却材相互作用」の主な論点＜審査書 P.２５７＞

水蒸気爆発が実機において発生する可能性
背景

原子炉圧力容器外のFCIのうち、水蒸気爆発について、申請者は、実機において発生する可能性は極めて低いとしており、規制委員会は、その根拠を整理して提示するよう求めた。
主な確認結果申請者は、実機において想定される溶融物（二酸化ウランとジルコニウムの混合溶融物）を用いた大規模実験として、COTELS、FARO、KROTOS及びTROIを挙げ、以下を示している。
•

これらのうち、水蒸気爆発が発生したKROTOS、TROIの一部実験の特徴としては、外乱を与えて液－液直接接触を生じやすくしていること、若しくは、溶融物の初期の温度を高く設定することで、溶融物表面の蒸気膜が安定化する反面、溶融物表面が冷却材中で固化しにくくさせていることが挙げられる。

•

大規模実験の条件と実機条件とを比較した上で、実機においては、液－液直接接触が生じる
ような外乱となり得る要素は考えにくい。また、実機で想定される溶融物の初期の温度は実験条件よりも低く、冷却材中を落下する過程で溶融物表面の固化が起こりやすい。

⇒ 原子炉圧力容器外のFCIで生じる事象として、水蒸気爆発が発生する可能性は極めて低い
ことから水蒸気爆発は除外し、圧力スパイクを考慮すべき であることを確認。

162

事故シーケンスグループ「原子炉圧力容器外の溶融燃料－冷却材相互作用」
参考 (1/2)【参考】 格納容器下部の構造
原子炉圧力容器の下部には、作業用のプラットホーム（グレーチング）、制御棒駆動機構、制御棒駆動機
構交換機等が存在している。
実機において想定される溶融物（二酸化ウランとジルコニウムの混合溶融物）を用いた大規模実験の知見から、水蒸気爆発の発生の可能性は極めて低いと考えられる。これに加えて、実機の構造上、原子炉圧力容器から流出した溶融炉心は、構造物との干渉により、冷却材中において一様な安定した混合状態とはならないことから、水蒸気爆発の発生の可能性は更に低減されると考えられる。

制御棒駆動機構
グレーチング
作業台車などまた、仮に水蒸気爆発が発生した場合においても、
水蒸気爆発に寄与する溶融炉心の量は少なくなり、
水蒸気爆発の規模も小さくなると考えられる。

更なる安全性向上対策の検討

申請者は、更なる安全性向上を目的に、仮に水蒸気爆発が発生した場合の発生エネルギーを低減する観点から、溶融炉心の落下を一旦停止させる構造物を設置する方針としている。

163

事故シーケンスグループ「原子炉圧力容器外の溶融燃料－冷却材相互作用」
参考 (2/2)【参考】仮に水蒸気爆発が発生した場合の影響評価

溶融炉心

影響評価

ペデスタル

原子炉建屋

外側鋼板

格納容器

内側鋼板
原子炉
圧力
容器

逃がし安全弁

水蒸気爆発に伴い格納容器下部の水に伝達される運動エネル
ギーを評価

原子炉圧力容器下部の構造物は考慮せず、直接水面に落下す
ると想定

表：格納容器下部水位4.2mでの評価結果
評価部位

評価結果

内側鋼板にかかる応力

約379MPa

外側鋼板にかかる応力

約192MPa

判定基準

評価
〇

490MPa仮に「水蒸気爆発」が発生した場合に想定される原子炉圧力容器の支持機能への影響を評価する。
申請者は、水蒸気爆発解析コードJASMINE、構造解析LS-DYNAを用いて、水蒸気爆発に伴い原子炉格納容器下部の水に伝達される運動エネルギーを評価するとともに、格納容器下部において支持機能を有する
内側及び外側鋼板に発生する応力を評価している。
内側及び外側鋼板ともに判定基準を満足しており、原子炉圧力容器の支持機能に影響はないことを確認。

〇

164

格納容器破損モード「水素燃焼」の特徴と主な対策（1/2）
事故想定＜審査書 P.２５８＞「大破断LOCA＋HPCS失敗＋低圧ECCS失敗＋全交流動力電源喪失」

特徴

対策概要

ジルコニウム－水反応、水の放射線分解
等によって水素ガスが発生し、発生した水素ガスと原子炉格納容器内の酸素ガスが反応することにより激しい燃焼が生
じ、原子炉格納容器の破損に至る。

シナリオ及び対策については、格納容器破損モード「格納容器過圧・過温破損」（代替循
環系を使用する場合）と同一
対策のうち、本件に対応するものは、以下のとおり。
・原子炉起動時に、窒素ガス置換により原子炉格納容器内を不活性化
・原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度の監視

外部電源 非常用ディーゼル 常設代替発電機等 交流電源設備

Gen

原子炉建屋

Gen
①

逃がし
安全弁

原子炉隔離時冷却系
高圧炉心スプレイ系【水素燃焼対策】
原子炉起動時に格
納容器内を窒素ガス置換

低圧炉心スプレイ系①
機能喪失

復水移送ポンプ
低圧代替注水系（常設）

破断箇所

残留熱除去系ポンプ
代替循環冷却ポンプ

復水貯蔵
タンク

原子炉格納容器
原子炉補機代替冷却水系の準備時間等を考慮し24時間後から運転①
原子炉補機代替冷却水系

海165

格納容器破損モード「水素燃焼」の特徴と主な対策（2/2）
主な解析結果

事象発生から7日後までの酸素濃度はウエット条件、ドライ条件においても可燃限界（5vol%）を下回る。

ドライウェルの気相濃度の推移（ドライ条件）

ドライウェルの気相濃度の推移（ウェット条件）

審査結果

申請者の解析結果について、評価項目を満足していること、対策及び復旧作業に必要な要員及び燃料等について計画が十分であることなどを確認。これにより、格納容器破損モード「水素燃焼」に対する格納容器
破損防止対策が有効なものであると判断
出典：発電用原子炉設置変更許可申請の補正書及び補足説明資料（2019年9月19日）から一部抜粋 <https://www.nsr.go.jp/data/000285024.pdf>

166

格納容器破損モード「溶融炉心・コンクリート相互作用」の特徴と主な対策（1/2）
事故想定「過渡事象＋高圧注水失敗＋低圧ECCS失敗＋損傷炉心冷却失敗（＋デブリ冷却失敗）」

特徴＜審査書 P.２６３＞

対策概要

格納容器下部への溶融炉心の落下に伴い発生する水蒸気及び非凝縮性ガスによって、格納容器内の圧力及び温度が上昇し、格納容器の破損に至る。また、ジルコニウム－水反応、水の放射線分解、コンク
リート侵食等によって水素が発生し、発生した水素と格納容器内の酸素が反応することにより激しい燃焼が生じ、格納容器の破損に至る。さらに原子炉圧力容器から溶融炉心が格納容器内の床上に流出し、溶融炉心と接触した床コンクリートが溶融炉心によって侵食され、格納容器の構造部材の支持機能が喪失し、格納容器の破損に至る。

対策は、格納容器破損モード「高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」と同一対策のうち、本件に対応するものは、以下のとおり。
• 原子炉格納容器代替スプレイ冷却系（常設）により、原子炉圧力容器破損前に格納容器下部（ペデスタル）から
3.88mの水位を確保• 原子炉圧力容器破損後、原子炉格納容器下部注水系（常設）（復水移送ポンプ）により、格納容器下部水位を3.67m
から3.88mに維持

ＨＰＭＥ※/ＤＣＨ対策

外部電源

Gen
①
常設代替
交流電源設備

Gen

格納容器スプレイによる
PCV環境の緩和
逃がし安全弁

原子炉格納容器
代替スプレイ冷却系（常設）

復水移送
ポンプ

大容量送水ポンプ（タイプＩ）

有効燃料長さの20%上の位置
有効燃料棒底部①

RPV破損後

注水用ヘッダ

非常用ディーゼル
発電機等

RPV破損前・逃がし安全弁（自動減圧機能）２個の手動開操作
による原子炉急速減圧・原子炉圧力容器の破損まで、逃がし安全弁開放
状態を保持

原子炉格納容器
代替スプレイ冷却系（可搬型）
逃がし安全弁

復水移送 原子炉格納容器
ポンプ
下部注水系（常設）

淡水貯水槽

下鏡
温度

①

300℃

復水貯蔵
タンク

・格納容器スプレイによる格納容器内の冷却（代替循環冷却系準備時間を考慮し24時間
後に代替循環冷却系による冷却に切替える）

復水貯蔵
タンク
ＭＣＣＩ対策ＭＣＣＩ対策

原子炉圧力容器が破損する前に格納容器下部に3.67mから3.88mの水位を確保する。

下部注水による溶融炉心の冷却※ ＨＰＭＥ：Ｈｉｇｈ Ｐｒｅｓｓｕｒｅ Ｍｅｌｔ Ｅｊｅｃｔｉｏｎ（高圧溶融物放出）167

格納容器破損モード「溶融炉心・コンクリート相互作用」の特徴と主な対策（2/2）
主な解析結果

溶融炉心落下前に、格納容器下部に注水することにより溶融炉心は冷却される。
コンクリートの侵食量は原子炉格納容器下部の床面及び壁面ともに約2cmであり、原子炉格納容器の構造部材の支持機能に及ぼす影響はない。
原子炉格納容器下部の床面及び壁面のコンクリート侵食量の推移

審査結果※コンクリートの侵食開始温度は約1,230℃。また、当該評価は保守的な条件で実施

申請者の解析結果について、評価項目を満足していること、対策及び復旧作業に必要な要員及び燃料等について計画が十分であることなどを確認。これにより、格納容器破損モード「溶融炉心・コンクリート相互作用」
に対する格納容器破損防止対策が有効なものであると判断
出典：発電用原子炉設置変更許可申請の補正書及び補足説明資料（2019年9月19日）から一部抜粋 <https://www.nsr.go.jp/data/000285024.pdf>

168

使用済燃料貯蔵槽内の燃料損傷の防止
使用済燃料貯蔵槽内の燃料損傷の防止169

使用済燃料貯蔵槽における燃料損傷防止対策の評価項目＜審査書 P.２７３＞

使用済燃料貯蔵槽における燃料損傷防止対策の評価項目は以下のとおり。
（a）燃料有効長頂部が冠水していること。
（b）放射線の遮蔽が維持される水位が確保されていること。
（c）未臨界が維持されていること。

170

「想定事故１、２」の特徴と主な対策（1/2）＜審査書 P.２７３，２７７＞

特徴

対策概要

想定事故１：燃料プールの冷却機能又は注水機能が喪失し、水温が上昇しやがて沸騰することにより、水位が低下し燃料が露出して損傷に至る事故••

大容量送水ポンプ（タイプⅠ）による注水
想定事故２では、サイフォンブレーク孔による燃料プール水の小規模な流出の停止

想定事故２：燃料プールの小規模な流出が発生するとともに、注水機能が喪失することにより、水位が低下し燃料が露出して損傷に至る事故
原子炉建屋

想定事故２では、逆止弁の開固着を想定サイフォンブレーク孔

可搬型（重大事故等対処設備）
淡水貯水槽
常設配管（重大事故等対処設備）
スキマサージタンク

燃料プール
補給水系

燃料プール
熱交換器

注水機能の喪失

原子炉建屋扉又は原子炉建屋大物搬入口

想定事故２での破断箇所

大容量送水ポンプ（タイプⅠ）
ホース

ろ過
脱塩装置

復水補給水系

復水補給水系

接続口

燃料プール冷却浄化系
ホース
残留熱除去系
冷却機能の喪失
注水用ヘッダ171

「想定事故１、２」の特徴と主な対策（2/2）
主な解析結果放射線の遮蔽を維持できる最低水位（※）は確保される。
使用済燃料プールの水位は、燃料プール水戻り配管水平部下端まで回復され、維持される。
燃料はボロン添加ステンレス鋼製ラックセルに貯蔵されており、必要な燃料間距離をとる等の設計により水密度の状態によらず未臨界が維持される。
※放射線の遮蔽に対する判断の目安を10mSv/hとし、この線量率に対応する水位（通常水位-約1.3m）を「放射線の遮蔽を維持できる最低水位」としている。

使用済燃料プール水位の推移（想定事故２）

使用済燃料プール水位と線量率（想定事故２）

燃料プール代替注水系（可搬型）による注水開始

審査結果

申請者の解析結果について、評価項目を満足していること、対策及び復旧作業に必要な要員及び燃料等について計画が十分であることなどを確認。これにより、使用済燃料プールの「想定事故１」及び「想定事故２」に対する燃料損傷防止対策が有効なものであると判断
出典：発電用原子炉設置変更許可申請の補正書及び補足説明資料（2019年9月19日）から一部抜粋 <https://www.nsr.go.jp/data/000285024.pdf>

172

運転停止中の原子炉内の燃料損傷の防止想定する運転停止中の事故シーケンスグループと重要事故シーケンス
運転停止中の事故シーケンスグループ

重要事故シーケンス

ページ①崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系の故障による停止時冷却機能喪失）

崩壊熱除去機能喪失＋崩壊熱除去・
炉心冷却失敗175②全交流動力電源喪失

外部電源喪失＋交流電源喪失＋崩壊熱除去・炉心冷却失敗

177③原子炉冷却材の流出

原子炉冷却材の流出（RHR系統切替時の冷却材流出）＋崩壊熱除去・炉
心冷却失敗

179

④反応度の誤投入

停止中に実施される試験等により、
制御棒１本が全引き抜きされている状態から、他の1本の制御棒が操作量の制限を超える誤った操作によって引き抜かれ、異常な反応度の投入を認知できずに燃料の損傷に至る事
故

181

173

運転停止中の原子炉内燃料体の損傷防止対策の評価項目＜審査書 P.２８０＞

運転停止中の原子炉内燃料体の損傷防止対策の評価項目は以下のとおり。
（a）燃料有効長頂部が冠水していること。
（b）放射線の遮蔽が維持される水位が確保されていること。
（c）未臨界が維持されていること（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。）。

174

事故シーケンスグループ「運転停止中 崩壊熱除去機能喪失」の特徴と主な対策（1/2）
特徴＜審査書 P.２８１＞

対策概要

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、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。

運転中の残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）が喪失• 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

残留熱除去系・A系 運転→故障
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

残留熱除去系
・B系 待機→起動
格納容器

海

175

事故シーケンスグループ「運転停止中 崩壊熱除去機能喪失」の特徴と主な対策（2/2）
主な解析結果燃料有効長頂部の冠水は維持される。
原子炉建屋内の空間線量率は、原子炉建屋内の空間線量率10mSv/hを上回ることはない。
全制御棒全挿入状態が維持されているため、未臨界は維持される。
原子炉水位の推移

原子炉水位と線量率

審査結果

申請者の解析結果について、評価項目を満足していること、対策及び復旧作業に必要な要員及び燃料等について計画が十分であることなどを確認。これにより、事故シーケンスグループ「崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系の故障による停止時冷却機能喪失）」に対する運転停止中原子炉内燃料体の損傷防止対策が有効なものであると判断
出典：発電用原子炉設置変更許可申請の補正書及び補足説明資料（2019年9月19日）から一部抜粋 <https://www.nsr.go.jp/data/000285024.pdf>

176

運転停止中の事故シーケンスグループ「全交流動力電源喪失」の特徴と主な対策（1/2）＜審査書 P.２８６＞

特徴

対策概要

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。

• 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）（復水移送ポンプ）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

Ｇｅｎ：蒸気を含む系統①

残留熱除去系（低圧注水モード）

低圧代替
注水系（常設）

①
復水貯蔵
タンク

交流動力
電源喪失
のため停止

①

残留熱除去系（原子炉停止時
冷却モード）

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

177

運転停止中の事故シーケンスグループ「全交流動力電源喪失」の特徴と主な対策（2/2）
主な解析結果燃料有効長頂部の冠水は維持される。
原子炉建屋内の空間線量率は、原子炉建屋内の空間線量率10mSv/hを上回ることはない。
全制御棒全挿入状態が維持されているため、未臨界は維持される。
原子炉水位の推移

原子炉水位と線量率

審査結果

申請者の解析結果について、評価項目を満足していること、対策及び復旧作業に必要な要員及び燃料等について計画が十分であることなどを確認。これにより、事故シーケンスグループ「全交流動力電源喪失」に対する運転停止中原子炉内燃料体の損傷防止対策が有効なものであると判断
出典：発電用原子炉設置変更許可申請の補正書及び補足説明資料（2019年9月19日）から一部抜粋 <https://www.nsr.go.jp/data/000285024.pdf>

178

運転停止中の事故シーケンスグループ「原子炉冷却材の流出」の特徴と主な対策（1/2）＜審査書 P.２９１＞

特徴

対策概要

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

原子炉建屋

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隔離を実施

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

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179

運転停止中の事故シーケンスグループ「原子炉冷却材の流出」の特徴と主な対策（2/2）
主な解析結果燃料有効長頂部の冠水は維持される。
原子炉建屋内の空間線量率は、原子炉建屋内の空間線量率10mSv/hを上回ることはない。
全制御棒全挿入状態が維持されているため、未臨界は維持される。
原子炉水位の推移

審査結果

申請者の解析結果について、評価項目を満足していること、対策及び復旧作業に必要な要員及び燃料等について計画が十分であることなどを確認。これにより、事故シーケンスグループ「原子炉冷却材の流出」に対する運転停止中原子炉内燃料体の損傷防止対策が有効なものであると判断
出典：発電用原子炉設置変更許可申請の補正書及び補足説明資料（2019年9月19日）から一部抜粋 <https://www.nsr.go.jp/data/000285024.pdf>

180運転停止中の事故シーケンスグループ「反応度の誤投入」の特徴と主な対策（1/2）＜審査書 P.２９５＞

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。
対策概要

・起動領域計装の原子炉出力ペリオド短（１０秒）信号により、原子炉スクラムが作動する。
臨界近傍における制御棒の引き抜き事故想定における炉心状態
・運転停止中に実施される試験等により、制御棒が全引き抜きされている状態から他の1本の制御棒が引き抜かれる。
・制御棒引き抜きによる正の反応度投入量を大きくするため、全引き抜きされている制御棒と誤引き抜きされる制御棒は、実効増倍率が最も高くなる対角隣接の組合せとし、制御棒が人的過誤により連続引き抜きされると仮定する。

全挿入位置（0ポジション）手順に従った制御棒操作
１回の操作量を制限し、段階的に引き抜くことにより、異常な反応度の投入を防止する。

段階的に引き抜く

人的過誤による誤操作
人的過誤により、制御棒が連続引き抜きされることにより、異常な反応度が投入される可能性がある。

連続引き抜き全引抜位置（48ポジション）

制御棒

181

運転停止中の事故シーケンスグループ「反応度の誤投入」の特徴と主な対策（2/2）
主な解析結果

原子炉出力は定格値の約4.4%までの上昇にとどまり、制御
棒全挿入状態になることにより、原子炉は未臨界となる。
この過程で投入される反応度は約1.14ドルであることから、反応度投入事象に至るが、以下を満たすことにより燃料の健全性は維持される。
①燃料エンタルピは最大で約37kJ/kgUO2であり、「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」に示された燃料の許容設計限界のうち最も厳しいしきい値である272kJ/kgUO2を超えない。
②燃料エンタルピの増分の最大値は約29kJ/kgUO2であり、「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」に示された燃料ペレット燃焼度65,000MWd/t以上の燃料に対するペレット－被覆管機械的相互作用を原因とする破損のしきい値であるピーク出力部燃料エンタ
ルピの増分167kJ/kgUO2を超えない。
原子炉水位は、通常運転水位から有意な変動はないため、
燃料有効長頂部は冠水が維持される。また、放射線の遮蔽は維持される。

反応度の誤投入における事象変化

審査結果

申請者の解析結果について、評価項目を満足していること、対策及び復旧作業に必要な要員及び燃料等について計画が十分であることなどを確認。これにより、事故シーケンスグループ「反応度の誤投入」に対する運転停止中原子炉内燃料体の損傷防止対策が有効なものであると判断
出典：発電用原子炉設置変更許可申請の補正書及び補足説明資料（2019年9月19日）から一部抜粋 <https://www.nsr.go.jp/data/000285024.pdf>

182

（２）原子力規制委員会としての結論

183

原子力規制委員会としての結論

以上の確認の結果、〇女川原子力発電所２号炉に関する設置変更許可申請の内容については、新規制基準に適合していると判断。
〇令和２年２月２６日、原子力規制委員会は、審査書を了承し、設置変更許可。

184

(参考） BWRプラントの比較

185

ＢＷＲプラントの比較（1/2）
MARK-Ⅰ改良型
原子炉格納容器（MARK-Ⅰ改良型）

MARK-Ⅱ型
原子炉格納容器（MARK-Ⅱ型）

原子炉圧力容器

ABWR

原子炉圧力容器

原子炉格納容器（鉄筋コンクリート製）

ドライウェル

原子炉圧力容器
ドライウェル

ドライウェル
再循環ポンプ
再循環ポンプ

圧力抑制室

ベント管

ｲﾝﾀｰﾅﾙﾎﾟﾝﾌﾟ

ｻﾌﾟﾚｯｼｮﾝ･ﾁｪﾝﾊﾞ･ﾌﾟｰﾙ

ベント管

ベント管
サプレッションチェンバ
サプレッションチェンバプール水

圧力抑制室プール水
MARK-Ⅰ改型格納容器は、上下部半球円筒 MARK-Ⅱ型格納容器は、円錐形のドライウェ 従来の鋼製格納容器に変えて、原子炉建屋
型の鋼製のドライウェルとドーナツ型のサプ ル、円筒形の圧力抑制室から構成されてい と一体構造となった円筒形の鉄筋コンクリー
レッションチェンバから構成され、作業性の向 る。
ト製格納容器を採用。
上及び被ばく低減の観点から、MARK-Ⅰ型
その他の主な特徴は以下のとおり。
から内部配置の見直し、大型化が図られて○ インターナルポンプの採用いる。
○ 改良型制御棒駆動機構の採用
これらの結果、原子炉圧力容器の位置が下MARK-Ⅰ改良型
MARK-Ⅱ型
ABWR型
がり耐震性が向上。
（825MWクラス）（1,100MWクラス）（1,350MWクラス）

最高使用圧力（MPa[gage]）

0.427

0.31

0.31

格納容器空間部体積（m3）

13,0509,800

13,310

逃がし安全弁1個の容量（定格主蒸気流量割合）

約8%

約6%

約5%

186

ＢＷＲプラントの比較（2/2）
MARK-Ⅰ改良型（825MWクラス）

MARK-Ⅱ（1,100MWクラス）

ABWR（1,350MWクラス）

ECCS等の構成例（BWR-5）

ECCS等の構成例（ABWR）

系統構成の区分：3区分
非常用ディーゼル発電機（DG）：2台
高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機（HPCS-DG）：1台
高圧注水：高圧炉心スプレイ（HPCS）系ポンプ 1台

系統構成の区分：3区分
非常用ディーゼル発電機（DG）：３台

低圧注水：低圧注水（LPCI）系ポンプ 3台
低圧炉心スプレイ（LPCS）系ポンプ 1台
残留熱除去（RHR）系 2系統（ポンプは低圧注水系と兼用、いずれも熱交換器あり）
自動減圧系（ADS）：2区分（逃がし安全弁の個数：11，18個等）

高圧注水：高圧炉心注水（HPCF）系ポンプ 2台
原子炉隔離時冷却（RCIC）系ポンプ 1台
低圧注水：低圧注水（LPFL）系ポンプ 3台
残留熱除去（RHR）系 3系統（ポンプは低圧注水系と兼用、いずれも熱交換器あり）
自動減圧系（ADS）：2区分（逃がし安全弁の個数：18個）※ 他の冷却設備として、原子炉隔離時冷却系（RCIC）ポンプ１台あり

区分分離の概念図（例）

DG
ADS

区分分離の概念図（例）HPCS HPCS-DG
LPCI
LPCI

LPCS
LPCI

DG
ADS

他の冷却
設備

RCIC

DG
ADS

RCIC LPFL
DG ADS
HPCF
LPFL

HPCF
LPFL

DG

【BWR-５とABWRの比較】
BWR-5では、原子炉再循環系に外部再循環ポンプを採用していることにより、大口径の再循環配管破断を想定し、低圧
注水系及び低圧炉心スプレイ系の２区分の低圧系の構成としている。ABWRでは、原子炉再循環系にインターナルポンプ
方式を採用し、原子炉冷却材圧力バウンダリの配管破断を想定しても炉心を冠水維持できるため、ECCS設計ではスプレ
187
イ方式ではなく、注水による冠水冷却方式を採用している。また、原子炉隔離時冷却系にECCSの役割を持たせている。