東海第二発電所
内部溢水の影響評価について

平成２９年８月１０日
日本原子力発電株式会社

本資料のうち，の内容は商業機密又は防護上の観点から公開できません。

1

目次
１．概要
２．溢水防護対象設備の設定
３．溢水源の想定
４．溢水防護区画及び溢水経路の設定
５．建屋内の防護対象設備を防護するための設計方針
６．想定破損評価に用いる各項目の算出及び影響評価
７．消火水評価に用いる各項目の算出及び影響評価
８．地震時評価に用いる各項目の算出及び影響評価
９．使用済燃料プールのスロッシングに伴う溢水影響評価
１０．海水ポンプエリアの溢水影響評価
１１．タービン建屋における溢水影響評価
１２．防護対象設備が設置されているエリア外からの溢水影響評価
１２．１ 建屋外からの溢水影響評価※次回ご説明１２．２ 屋外タンクの溢水による影響評価
１２．３ 廃棄物処理棟及び廃棄物処理建屋からの溢水影響評価
１２．４ その他の地震起因による敷地内溢水影響評価 ※次回ご説明
１２．５ 地下水による影響評価

１３．放射性物質を内包する液体の漏えいの防止
2

１．概要
1.1 基本方針の見直し【変更前（前回審査会合2017年6月）】• 原子炉建屋最下層空間が比較的狭隘であることから，溢水を上層階にも滞留させる。

余震による滞留水のスロッシング対策等の特別な対応が必要となる。

【変更後】• 溢水は，最下層に滞留させる。
• 最下層の滞留水位を削減させるために，更なる耐震補強を行う。
これにより，溢水滞留に係る方針は先行プラントと同様【変更前】 溢水滞留は，最下層及び上層階 （東二特有）【変更後】 溢水滞留は，最下層のみ（先行プラント同様）
3

１．概要
1.2 耐震補強による溢水量の削減• ＣＵＷ系，ＣＲＤ系の耐震補強により，地震時の溢水量を約４０％削減（約205m3→約124m3）• 最下層の最大水位が最大８５cmから６５ｃｍに減少

原子炉建屋６階ＳＦＰのスロッシングによる溢水
約81m3は，スペースが広い西側区画へ流下

西側区画対策前： 水位 約85㎝
対策後： 水位 約65㎝

東側区画対策前： 水位 約68㎝
対策後： 水位 約3㎝

溢水伝播経路 （原子炉建屋 地下2階）

4

１．概要
1.3 設備の健全性及び重大事故等対応要員のアクセス性
・ 設備の健全性
原子炉棟の最下層に設置されている設備について，没水により機能喪失
しないよう，堰の設置対策を実施
・ 重大事故等対応要員のアクセス性
重大事故等対応要員のアクセス性に影響しないよう，歩廊等の設置対策
を実施
矢視②

矢視①

操作対象弁高さ 約1.1m

RHR C ポンプ室
新設歩廊のイメージ

矢視①

堰のイメージ

新設歩廊のイメージ

矢視②
機能喪失高さ27.5㎝

歩廊高さ65㎝以上

5２．溢水防護対象設備の設定
2.1 防護対象設備の抽出設置許可基準規則第九条（溢水による損傷の防止等）及び第十二条（安全施設）並びに溢水評価ガイドの要求事項を踏まえ，防護対象設備を選定。
(1) 重要度の特に高い安全機能を有する系統がその安全機能を適切に維持するために必要な設備
発電用原子炉施設の安全評価に関する審査指針を参考に，運転時の異常な過渡変化及び設計基準事故のうち，溢水によって発生する可能性がある原子炉外乱及び，溢水の原因となる可能性のある原子炉外乱を抽出し，その対処に必要な系統を抽出。

(2) 使用済燃料プールの冷却・給水機能を適切に維持するために必要な設備
使用済燃料プールを保安規定で定めた水温（65℃以下）に維持する必要があるため，使用済燃料プールの冷却系
統の機能維持に必要な設備を防護対象設備として抽出。また，使用済燃料プールの放射線を遮へいするための水量を維持する必要があるため，使用済燃料プールの給水機能の維持に必要な設備を防護対象設備として抽出。

6

２．溢水防護対象設備の設定(3) 防護対象設備のうち溢水影響評価対象の選定(1)及び(2)で抽出した系統，設備について，図２．１のフローに従い溢水影響評価対象設備を抽出。
溢水影響評価対象外とする考え方は表２．１のとおり。
表２．１ 溢水影響評価の対象外とする理由

図２．１ 防護対象設備のうち溢水影響評価対象の選定フロー7

３．溢水源の想定
溢水源は，発生要因別に分類した以下の溢水を想定。
(1) 溢水の影響を評価するために想定する機器の破損等（以下「想定破損」という。）により生じる溢水。
(2) 発電所内で生じる異常状態（火災を含む）の拡大防止のために設置される系統からの放水による溢水。
(3) 地震に起因する機器の破損等により生じる溢水 。
(4) その他の要因（地下水の流入，地震以外の自然現象，機器の誤作動等）により生じる溢水。（以下「その他の溢水」という。）

3.1 想定破損により生じる溢水

配管の破損形状は，内包する流体のエネルギーに応じて溢水評価ガイドに従い以下の2種類に分類○高エネルギー配管:完全全周破断○低エネルギー配管:配管内径の1／2の長さと配管肉厚の1／2の幅を有する貫通クラック（以下「貫通クラック」という。）
ただし，高エネルギー配管として運転している割合が当該系統の運転している時間の2％又はプラント運転期間の1％より小さければ，低エネルギー配管として扱う。

8

３．溢水源の想定
3.1.1 高エネルギー配管の評価

高エネルギー配管の破損の形状については，溢水ガイド附属書Ａに基づきターミナルエンドは完全全周破断，ターミナ
ルエンド以外（一般部）は，許容応力の0.8倍または0.4倍に応じた破損形状として評価。

※1 溢水影響評価ガイド附属書Ａに基づく一次＋二次応力評価※2 クラス１配管は2.4Sm 以下，
クラス2 配管は0.8Sa 以下
Sm：設計応力強さ
Sa：許容応力（日本機械学会「発電用原子力設備規格 設計・建設
規格（JSME S NC1-2005）」PPC3530）

図３．１ 高エネルギー配管の破損形状評価フロー（原子炉冷却材圧力バウンダリ及び原子炉格納容器バウンダリ）※1 溢水影響評価ガイド附属書Ａに基づく一次＋二次応力評価※2 クラス１配管は1.2Sm 以下，
クラス2,3又は非安全系配管は0.4Sa 以下
※3 クラス１配管は2.4Sm 以下，
クラス2,3又は非安全系配管は0.8Sa 以下
Sm：設計応力強さ
Sa：許容応力（日本機械学会「発電用原子力設備規格 設計・建設
規格（JSME S NC1-2005）」PPC3530）

図３．２ 高エネルギー配管の破損形状評価フロー（原子炉冷却材圧力バウンダリ及び原子炉格納容器バウンダリ以外）

9

３．溢水源の想定
3.1.2 低エネルギー配管の評価

低エネルギー配管の破損の形状については，貫通クラックを想定。
一部の低エネルギー配管，「溢水影響評価ガイド附属書Ａ」に基づき許容応力の0.4倍を下回る場合は破損を想定しない。

※1 溢水ガイド附属書Ａに基づく一次＋二次応力評価※2 原子炉冷却材圧力バウンダリ及び原子炉格納容器バウンダリの配管は0.4Sa 以下
それ以外の配管のうち，クラス１配管は1.2Sm 以下，クラス2、3 又は非安全系配管は0.4Sa 以下
Sm：設計応力強さ
Sa：許容応力（日本機械学会「発電用原子力設備規格 設計・建設規格（JSME S NC1-2005）」PPC-3530）

図３．３ 低エネルギー配管の破損形状評価フロー

3.1.3 応力に基づく評価結果「溢水影響評価ガイド附属書Ａ 流体を内包する配管の破損による溢水の詳細評価手法について」の規定を満たす配管については，溢水影響評価における破損は想定しない。

10

３．溢水源の想定想定破損により生じる溢水の設定条件は以下のとおり。
◇ 想定する破損箇所は溢水防護対象設備への溢水影響が最も大きくなる位置。
◇ 溢水量は，異常の検知，事象の判断及び漏えい箇所の特定並びに現場又は中央制御室からの隔離により漏えい停止するまでの時間（運転員の状況確認及び隔離操作含む。）を適切に考慮し，想定する破損箇所から流出した漏水量と隔離後の溢水量として隔離範囲内の系統の保有水量を合算して設定。なお，手動による漏えい停止の手順は，保安規定又はその下部規程に定める。
◇ 漏水量は，配管の破損形状を考慮した流出流量に漏水箇所の隔離までに必要な時間（以下「隔離時間」という。）を乗じて設定。
3.2 発電所内で生じる異常事態（火災を含む）の拡大防止のために設置される系統からの放水による溢水

発電所内で生じる異常事態（火災を含む）の拡大防止のために設置される系統からの放水による溢水の設定条件は以下のとおり。
◇ 自動作動するスプリンクラーは設置されていないことから，消火栓からの放水を考慮。ただし，ガス消火設備や消火器等を用いて消火活動を行うことを前提としている区画については，当該区画における放水を想定しない。
◇ 消火設備等からの単位時間当たりの放水量と放水時間から溢水量を設定。
◇ 格納容器スプレイについては，単一故障による誤作動が発生しないように設計上考慮されていることから（インターロック等の誤作動や運転員の人的過誤がそれぞれ単独で発生しても誤作動しない）スプレイ水の誤動作による溢水の影響は考慮しない。
11

３．溢水源の想定
3.3 地震に起因する機器の破損等により生じる溢水◇ 水，蒸気，油等を内包する系統のうち，基準地震動Sｓによる地震力に対する耐震性が確認されていない耐震Ｂ，Ｃクラスに属する系統を溢水源として選定◇ 地震による使用済燃料プール等のスロッシングについても溢水源として想定

図３．４ 溢水源となりうる機器の抽出の考え方

12

３．溢水源の想定
3.4 その他の溢水◇ その他の溢水については，以下を想定する。
・地下水の流入，大雨，屋外タンクの竜巻による飛来物の衝突による破損に伴う漏えい等の地震以外の自然現象やその波及的影響に伴う溢水・機器の誤作動※や弁グランド部，配管フランジ部からの漏えい事象
・人的過誤による漏えい※機器の誤作動等からの漏えい事象については，区画毎に漏えいを想定する系統の配管口径と圧力，保有水量等によって設定した最大の漏えい量である想定破損の溢水量を上回ることはない。

13

４．溢水防護区画及び溢水経路の設定
4.1 溢水経路の設定
4.1.1 溢水経路設定の基本方針(1) 原子炉建屋各階は，6階を除き，基本的に東側エリア，西側エリアに位置的に分離し，溢水は上層階から下層階へそれぞれのエリアごとに流下させる。
(2) 原子炉建屋6階の溢水は，最下階の地下2階東側エリアが比較的狭隘であることを考慮し，東側エリアに流下させない。
(3) 溢水は，床ドレンファンネルからドレンラインを経由して地下2階の床ドレンサンプに収集することとし，床ドレンサ
ンプに収集することができないものは各階に滞留しても影響がないようにする。
(4) 上層階から下層階への流下経路を限定することにより，溢水影響範囲を可能な限り限定する。
(5) 溢水水位はアクセス性に影響のない水位とする。

14

４．溢水防護区画及び溢水経路の設定

図４．３ 溢水伝播経路図（原子炉建屋４階）

17

４．溢水防護区画及び溢水経路の設定(4)原子炉建屋地下2階
・現場操作が必要な設備へのアクセス性を確保するため，歩廊を設ける。
・上層階からの流下を想定する。

図４．８ 溢水伝播経路図（原子炉建屋地下２階）

22

５．建屋内の防護対象設備を防護するための設計方針
5.1 没水の影響に対する評価及び防護設計方針◇ 発生した溢水による水位が，溢水の影響を受けて防護対象設備の安全機能を損なうおそれがある高さ（以下「機能喪失高さ」という。）を上回らないこと。その際，溢水の流入状態，溢水源からの距離，人のアクセス等による一時的な水位変動を考慮し、発生した溢水に対して裕度を確保されていること。さらに，溢水防護区画への設備の追加，変更及び資機材の持込みによる床面積への影響を考慮すること。
◇ 機能喪失高さについては，防護対象設備の各付属品の設置状況も踏まえ，没水によって安全機能を損なうおそれのある最低の高さを設定。（表５．１）（図５．１）◇ 溢水防護区画毎に当該エリアで機能喪失高さが最も低い設備を選定し，機能喪失高さと溢水水位を比較することにより当該エリアの影響評価を実施。
◇ 機能喪失高さは，「評価高さ」を基本とするが，没水と評価された機器については，現実的な設定としている「実力高さ」を用いて再評価。
◇ 発生した溢水による水位(H)は，以下の式に基づいて算出する。床勾配が溢水評価区画にある場合には，保守的に床勾配分の滞留量は考慮せず，溢水水位の算出は床勾配高さ（※）分嵩上げする。
※ 床勾配の下端から上端までの高さ（保守的に一律100㎜と設定）
H＝Q/A + h （H：水位(m) Q：流入量(m3)）
A：滞留面積(m2)（除外面積を考慮した算出面積に対して30％裕度を確保）
h：床勾配高さ(m)（溢水防護区画の床勾配を考慮）◇ 防護対象設備が多重性又は多様性を有しており，各々が別区画に設置され同時に安全機能を損なうことのないこと。その際，溢水を起因とする運転時の異常な過渡変化及び設計基準事故に対処するために必要な機器の単一故障を考慮する。
23

５．建屋内の防護対象設備を防護するための設計方針

表５．１ 溢水による各設備の機能喪失高さの考え方

図５．１ 機能喪失高さに関する「評価高さ」と「実力高さ」の関係

24

５．建屋内の防護対象設備を防護するための設計方針
溢水防護対象設備が没水により安全機能を損なうおそれがある場合には，以下に示すいずれか若しくは組み合わせの対策を行うことにより，安全機能を損なわない設計とする。
(1) 溢水源又は溢水経路に対する対策
a．漏えい検知システム等により溢水の発生を早期に検知し，中央制御室からの遠隔操作（自動又は手動）又は現場操作により漏えい箇所を早期に隔離できる設計とする。
b．溢水防護区画外の溢水に対して，壁，扉，堰等による流入防止対策を図り溢水の流入を防止する設計とする。
流入防止対策として設置する壁，扉，堰等は，溢水により発生する水位や水圧に対して流入防止機能が維持できるとともに，基準地震動による地震力等の溢水の要因となる事象に伴い生じる荷重や環境に対して必要な当該機能が損なわれない設計とする。
ｃ． 想定破損による溢水に対しては，破損を想定する配管について，補強工事等の実施により発生応力を低減し，溢水源から除外することにより溢水量を低減する。
ｄ． 地震起因による溢水に対しては，破損を想定する機器について耐震対策工事を実施することにより基準地震動による地震力に対して耐震性を確保する設計とし，溢水源から除外することにより溢水量を低減する。
ｅ． その他の溢水のうち機器の誤作動や弁グランド部，配管フランジ部からの漏えい事象等に対しては，漏えい検知シス
テムや床ドレンファンネルからの排水等により早期に検知し，溢水防護対象設備の安全機能が損なわれない設計とする。
(2) 溢水防護対象設備に対する対策
a．溢水防護対象設備の機能喪失高さが，発生した溢水による水位を十分な裕度を持って上回る設計とする。
b．溢水防護対象設備周囲に浸水防護堰を設置し，溢水防護対象設備が没水しない設計とする。設置する浸水防護堰
については，溢水により発生する水位や水圧に対して流入防止機能が維持できる設計とするとともに，溢水の要因となる地震や火災等により生じる環境や荷重条件に対して当該機能が損なわれない設計とする。
25

５．建屋内の防護対象設備を防護するための設計方針
5.2 被水の影響に対する評価及び防護設計方針
5.2.1 被水の影響に対する防護設計方針

溢水防護対象設備が被水により安全機能を損なうおそれがある場合には，以下に示すいずれか若しくは組み合わせの対策を行うことにより，安全機能を損なわない設計とする。
(1) 溢水源又は溢水経路に対する対策
a． 溢水防護区画外の溢水に対して，壁，扉，堰等による流入防止対策を図り溢水の流入を防止することにより被水の影響が発生しない設計とする。
流入防止対策として設置する壁，扉，堰等は，溢水により発生する水位や水圧に対して流入防止機能が維持できるとともに，基準地震動による地震力等の溢水の要因となる事象に伴い生じる荷重や環境に対して必要な当該機能が損なわれない設計とする。
b． 想定破損による溢水に対しては，破損を想定する配管について，補強工事等の実施により発生応力を低減し，溢水源から除外することにより被水の影響が発生しない設計とする。
c． 地震起因による溢水に対しては，破損を想定する機器について耐震対策工事を実施することにより基準地震動による地震力に対して耐震性を確保する設計とし，溢水源から除外することにより被水の影響が発生しない設計とする。
d． 消火水の放水による溢水に対しては，溢水防護対象設備が設置されている溢水防護区画において固定式消火設備
等の水消火を行わない消火手段を採用することにより，被水の影響が発生しない設計とする。
また，水消火を行う場合には，水消火による被水の影響を最小限に止めるため，溢水防護対象設備に対して不用意な放水を行わないことを消火活動における運用及び留意事項として「火災防護計画」に定める。
26

５．建屋内の防護対象設備を防護するための設計方針(2) 溢水防護対象設備に対する対策
a． 「JIS C 0920 電気機械器具の外郭による保護等級(IPコード)」における第二特性数字4以上相当の保護等級を有する機器への取替を行う。
b． 溢水防護対象設備に対し，実機での被水条件を考慮しても安全機能を損なわないことを被水試験等により確認したシール材塗布等による被水防護措置を行う。

27

５．建屋内の防護対象設備を防護するための設計方針
5.3 蒸気の影響に対する評価及び防護設計方針
5.3.1 蒸気の影響に対する防護設計方針

溢水防護対象設備が蒸気放出の影響により安全機能を損なうおそれがある場合には，以下に示すいずれか若しくは組
み合わせの対策を行うことにより，溢水防護対象設備が安全機能を損なわない設計とする。

(1) 溢水源又は溢水経路に対する対策
a． 溢水防護区画外の蒸気放出に対して，壁，扉等による流入防止対策を図り蒸気の流入を防止する設計とする。
流入防止対策として設置する壁，扉等は，溢水により発生する蒸気に対して流入防止機能が維持できるとともに，基準地震動による地震力等の溢水の要因となる事象に伴い生じる荷重や環境に対して必要な当該機能が損なわれない設計とする。
b． 溢水源となる系統を，溢水防護区画外で閉止することにより，溢水防護区画内において蒸気放出による影響が発生しない設計とする。
c． 想定破損による溢水に対しては，破損を想定する配管について，補強工事等の実施により発生応力を低減し，溢水源から除外することにより蒸気放出による影響が発生しない設計とする。
d． 地震起因による溢水に対しては，破損を想定する機器について耐震対策工事を実施することにより基準地震動による地震力に対して耐震性を確保する設計とし，溢水源から除外することにより蒸気放出による影響が発生しない設計とする。

28

５．建屋内の防護対象設備を防護するための設計方針
e． 蒸気の漏えいを検知し，中央制御室からの遠隔隔離（自動又は手動）を行うための自動検知・遠隔隔離システ
ムを設置し，漏えい蒸気を早期隔離することで蒸気影響を緩和する設計とする。
また，自動検知・遠隔隔離システムだけでは溢水防護対象設備の健全性が確保されない場合には，破損想定箇
所に防護カバーを設置することで漏えい蒸気量を抑制して，溢水防護区画内雰囲気温度への影響を軽減する設計とする。
さらに，信頼性向上の観点から，防護カバー近傍には小規模漏えい検知を目的とした特定配置温度検出器を設置し，蒸気の漏えいを早期検知する設計とする。

(2) 溢水防護対象設備に対する対策
a． 蒸気放出の影響に対して耐性を有しない溢水防護対象設備については，蒸気曝露試験又は机上評価によって蒸気 放出の影響に対して耐性を有することが確認された機器への取替を行う。
b． 溢水防護対象設備に対し，実機での蒸気条件を考慮しても安全機能を損なわないことを蒸気暴露試験等により確認したシールやパッキン等による蒸気防護措置を行う。

29

６．想定破損評価に用いる各項目の算出及び影響評価
6.1 想定破損による没水影響評価
高エネルギー配管及び低エネルギー配管の分類に従い，算定した溢水量に対して，溢水防護対象設備の没水影響評価を実施

図６．１ 想定破損による没水評価フロー30

６．想定破損評価に用いる各項目の算出及び影響評価
6.2 溢水量の算定
溢水量の算定結果（抜粋）を表６．１に示す。
表６．１ 想定破損による溢水量の算定（抜粋）31

６．想定破損評価に用いる各項目の算出及び影響評価
段階ごとの溢水水位の評価結果例を図６．２に示す。

内部溢水伝播範囲

図６．２ 段階毎の溢水水位の評価結果（例としてケース１を抜粋）

32

６．想定破損評価に用いる各項目の算出及び影響評価
各機器毎の没水影響の評価結果例を表６．２，表６．３に示す。
表６．２ 没水影響評価結果（例としてケース１を抜粋）

34

６．想定破損評価に用いる各項目の算出及び影響評価

表６．３ 想定破損による没水影響評価結果まとめ（例としてケース１を抜粋）

35

６．想定破損評価に用いる各項目の算出及び影響評価○ 判定
・ 各防護対象設備の機能喪失判定を踏まえ，プラント全体として安全機能が保たれているかについて判定を実施。
・ 一部の防護対象設備の機能に影響を及ぼすものの，同一の安全機能を有する他の系列の機器（残留熱除去系(B)系等）の機能は維持。
・ 従って，原子炉の停止機能，冷却機能及び放射性物質の閉じ込め機能が維持されるとともに，使用済燃料プールの冷却機能及び給水機能が維持されることから，判定基準を満足することを確認。

○ 想定破損による没水影響評価結果
・ 単一機器の破損により生じる溢水箇所を起点とし，溢水経路を経由して最終的な滞留箇所に到達するまでを一つの評価ケースと定め，この一連の評価を，想定される全ての単一機器破損のケース毎に実施。
・ 全ての評価ケースにおいて，必要となる対策（区画の水密化，貫通部の止水処置及び堰の改造等）を行うことにより，判定基準を満足することを確認。

36

６．想定破損評価に用いる各項目の算出及び影響評価
6.3 想定破損による被水影響評価

評価対象区画内に設置される配管の想定破損による被水を考慮し，溢水防護対象設備の被水影響評価を実施。

(1) 評価方法

図６．４ 被水影響評価フロー

想定破損による直接の被水及び溢水経路からの被水に対し，溢水防護対象設備の被水影響評価を実施。
(2) 評価結果
想定した被水に対し，必要となる被水防護対策(保護カバーの設置，コーキング処理，配管への保温材施工等)を実施することにより，判定基準を満足するため，原子炉の停止機能，冷却機能及び放射性物質の閉じ込め機能が維持されること，使用済燃料プールの冷却機能及び給水機能が維持されることを確認。
37

６．想定破損評価に用いる各項目の算出及び影響評価
6.4 想定破損による蒸気影響評価

高エネルギー配管の破損による放出蒸気に対して，溢水防護対象設備の蒸気影響評価を実施。
(1) 評価方法
高エネルギー配管の破損により生じる蒸気発生源の有無，伝播経路，溢水防護対象設備の耐環境仕様等の観点から，溢水防護対象設備の蒸気影響評価を実施。
(2) 評価結果想定した蒸気の影響に対し，必要となる対策（配管の撤去，耐震等補強工事，防護カバー設置，漏洩検知システ
ム及び隔離弁の設置等）を実施することにより，判定基準を満足するため，原子炉の停止機能，冷却機能及び放射性物質の閉じ込め機能が維持されること，使用済燃料
プールの冷却機能及び給水機能が維持されることを確認。

図６．５ 蒸気影響評価フロー38

７．消火水評価に用いる各項目の算出及び影響評価
7.1 消火水による溢水量の算定

消火水の放水量は溢水評価ガイドに従い放水時間を設定して算出。
ａ．放水時間の設定
・ 消火栓からの消火活動における放水時間は，3時間に設定。
ｂ．溢水量の設定
・ 屋内は，消防法施行令第十一条に規定される「屋内消火栓設備に関する基準」により，消火栓からの放水流量を130L／minとし，この値を2倍して溢水流量と設定。
設定した放水時間と溢水流量から評価に用いる消火栓からの溢水量を以下のとおり設定。
130L／min／個×3時間×2箇所＝46.8m３
・ 屋外は，消防法施行令第十九条に規定される「屋外消火栓設備に関する基準」により，消火栓からの放水流量を350L／minとし，この値を2倍して溢水流量と設定。
設定した放水時間と溢水流量から評価に用いる消火栓からの溢水量を以下のとおり設定。
350L／min／個×3時間×2箇所＝126.0m３
7.2. 消火水による没水影響評価結果

評価の結果，消火水の放水による溢水に対し，必要な対策（区画分離，堰の改造及び扉の改造等）を行うことにより判定基準を満足するため，原子炉の停止機能，冷却機能及び放射性物質の閉じ込め機能が維持されること，使用済燃料
プールの冷却機能及び給水機能が維持されることを確認。
評価結果まとめの例を表７．１に示す。
39

７．消火水評価に用いる各項目の算出及び影響評価

表７．１ 消火水による没水影響評価結果まとめ（抜粋）40

８．地震時評価に用いる各項目の算出及び影響評価
8.1 地震に起因する溢水源
・ 水，蒸気，油等を内包する系統のうち，基準地震動Ssによる地震力に対する耐震性が確認されていない耐震Ｂ，Ｃクラスに属する系統を溢水源として選定
・ 地震による使用済燃料プール等のスロッシングについても溢水源として想定

8.2 地震により破損して溢水源となる対象設備

溢水源となりうる機器の抽出フローを図８．１に示す。

図８．１ 溢水源となりうる機器の抽出の考え方

41

８．地震時評価に用いる各項目の算出及び影響評価
8.3 耐震Ｂ，Ｃクラス機器の耐震性評価
8.3.1 機器（ポンプ，容器等）の耐震性評価

各機器の振動特性に応じたモデル化を行い，当該据付床の床応答スペクトル等を用いた地震応答解析（スペクトル
モーダル解析等）や，定式化された評価式により各部の応力を算定。
評価の結果，以下の系統について耐震補強を行うことにより基準値以内となることを確認。
（１） 原子炉補機冷却水系（ＲＣＷ系）（２） 燃料プール冷却浄化系（ＦＰＣ系）（３） 復水・純水移送系（ＭＵＷ系）（４） 原子炉冷却材浄化系（ＣＵＷ系）（５） 制御棒駆動系（ＣＲＤ系）（６） 屋内消火系（ＦＰ系）

図８．２ 解析評価モデル例（ＲＣＷ系）

42

８．地震時評価に用いる各項目の算出及び影響評価
8.4 溢水量の算定
地震時の溢水量の算定にあたり，基準地震動Ssによる地震力が作用した際のプラント状態を，設計上以下のとおり想定。
・「地震加速度大」により原子炉スクラム・外部電源喪失(常用電源の負荷喪失)

・耐震Ｂ，Ｃクラス設備の機能喪失

各区画における溢水量の算定手順は以下のとおり。
(1) 区画内の溢水源として想定する機器（配管，容器）の属する系統の保有水のうち，当該フロアを含む上層階分の保有水量を溢水量として算出※。
(2) 区画内の各溢水源からの溢水量を合計し，当該区画における地震に起因する溢水量を算出。
(3) 使用済燃料プールについては，基準地震動Ssによる使用済燃料プールのスロッシング解析を行い，溢水量を算定。
※ 地震による機器の破損が複数箇所で同時に発生する可能性を考慮し，隔離による漏えい
停止には期待できないものとして，建屋内の各区画において機器が破損した場合の溢水量を算定

表８．２ 地震に起因する各階層における溢水量

表８．１ 使用済燃料プールのスロッシングによる溢水量43

８．地震時評価に用いる各項目の算出及び影響評価
8.5 地震時の溢水伝播評価結果

一部浸水防止堰の設置等の対策を実施することにより，判定基準を満足することを確認。
表８．３ 地震に起因する溢水による没水影響評価結果（抜粋）44８．地震時評価に用いる各項目の算出及び影響評価
8.6 地震時の蒸気影響評価
高エネルギー流体を内包する機器のうち，基準地震動によって破損が生じる可能性のある機器について破損を想定し，その発生蒸気による影響を評価。ただし，複数系統・複数箇所の同時破損を考慮する点が「6.4 想定破損による蒸気影
響評価」と異なるのみで，蒸気の発生区域やその後の伝播は想定破損時の評価と同様であることから，地震時の蒸気影
響評価は想定破損による蒸気影響評価に包含。
8.7 地震時の影響評価結果
地震時の没水，被水，蒸気の影響に対し，一部必要な対策を行うことで全ての評価ケースにおいて原子炉の停止機能，冷却機能及び放射性物質の閉じ込め機能が維持されること，使用済燃料プールの冷却機能及び給水機能が維持されることを確認した。

45

９．使用済燃料プールのスロッシングに伴う溢水影響評価について
9.1 使用済燃料プール溢水量の評価方法
基準地震動Ｓｓにおけるスロッシングによる使用済燃料プール溢水時の水位を求め，プール冷却機能及び使用済燃料の遮蔽機能に必要な水位が確保されていることを，３次元流動解析により算定。
・ 解析モデルは，使用済燃料貯蔵プール本体，キャスクピットを考慮するとともに原子炉建屋６階床面への溢水の流れを
シュミレーションできるように空気部分もモデル化。
・ 解析に用いる地震動は基準地震動Ｓｓの８波をそれぞれ用いて溢水量を算出し，床面への溢水量の最大値を評価に使用。
・ プール廻りのダクト開口部については，流入防止の対策を講じることからモデル化しない。
・ 原子炉建屋６階床面への溢水は無限縁へ流れるものとし，壁からの反射等によりプールに戻る水は考慮しない。
・ プール内構造物は，スロッシング抑制効果があるので保守的にモデル化しない。

図９．１ 使用済燃料プール概要図

図９．２ 使用済燃料プールのモデル概要図46

９．使用済燃料プールのスロッシングに伴う溢水影響評価について
9.2 使用済燃料プールの冷却機能及び遮蔽機能維持の確認

使用済燃料プールからの溢水量がプール外に流出した際の使用済燃料プール水位を求め，使用済燃料の遮蔽に必要な水位が維持されることを確認。
また，地震後の使用済燃料プール水位は一時的にオーバフロー水位を下回るが，残留除去系による給水・冷却が可能であり，冷却機能維持への影響はないことを確認。

表９．１ 使用済燃料プールの水位評価

47

10．海水ポンプエリアの溢水影響評価
10.2 地震起因による溢水影響評価（伸縮継手の破損考慮）

地震起因により溢水源となりうる機器のうち，破損の生じるおそれがある伸縮継手部を溢水源として評価。
循環水ポンプの通常運転圧力における伸縮継手の破損を考慮した場合，流出流量は，複数箇所の同時破断を考慮することから想定破損の流出流量より大きくなるため，地震による溢水量として評価。
この際の溢水量を想定し，循環水ポンプが設置される区画での伸縮継手破損による溢水量が，海水ポンプエリア躯
体壁上部から流出する際の越流水深を図１０．３のモデルに従い算出。この結果を表１０．２に示す。
なお，伸縮継手は，現状の伸縮継手をクローザージョイントに変更することで，単位時間当たりの浸水量を約10分の1に低減を図る。（図１０．４）(1) 影響評価結果
海水ポンプエリアを越えて外部に流出する際の水位（越流水深）は0.14mであり，既設分離壁の高さ0.79mを越えて，防護対象設備の設置されている区画に流入することはないと評価。この結果より，防護対象設備が機能喪失しないことを確認。
(2) 循環水ポンプ停止インターロックについて
地震時に想定する海水ポンプエリアでの溢水量を確実に低減することを目的として，溢水を検知し，循環水ポンプを停止するとともにポンプ出口弁を閉止するインターロックを設置する。これにより，循環水ポンプピット外への溢水の越流による拡大を防止することが可能。（図１０．５）

図１０．３ 海水ポンプエリアモデル図49

10．海水ポンプエリアの溢水影響評価
表１０．２ 越流水深計算結果（地震起因）

図１０．４ 循環水ポンプ出口伸縮継手対策概要

図１０．５ 循環水ポンプ停止インターロック概要

50

１１．タービン建屋における溢水影響評価
11.1 評価条件等
タービン建屋における溢水については，循環水管の伸縮継手破損及び地震に起因する耐震Ｂ，Ｃクラス機器の破損を想定。循環水ポンプを停止，復水器出入口弁を閉止するまでの間に生じる溢水量と耐震Ｂ，Ｃクラス機器の保有水による溢水量を合算した水量が，タービン建屋空間部に滞留するものとして没水評価を実施。
なお，想定破損による溢水量及び消火水の放水による溢水量は，地震による溢水量より少ないことから，地震による溢水の評価に包括される。
評価条件等(1) 地震により循環水系配管の伸縮継手部及び耐震Ｂ，Ｃクラス機器が破損し，溢水が発生。
(2) 循環水継配管の伸縮継手部の全円周状の破損を想定。伸縮継手部からの溢水は，破損から循環ポンプ停止及び復水器水室出入口弁の閉止までの時間を考慮。
(3) 循環水管破損箇所での溢水の流出圧力は，循環水ポンプ運転時の通常運転圧。配管の圧損については，海水が流入しやすくするため保守的に考慮しない。
(4) 耐震Ｂ，Ｃクラス機器の破損による溢水は，瞬時に滞留し，循環水系配管の伸縮継手部からの溢水は循環水ポンプ
停止まで継続。
(5) 地震に伴い，津波が来襲することを考慮。

51

１１．タービン建屋における溢水影響評価
11.2 溢水影響評価結果（１） 想定破損による没水影響評価結果
・ タービン建屋の溢水を貯留できるE.L.8.20m（タービン建屋から原子炉建屋への流出高さ）以下の空間容積を表１１．１に示す。タービン建屋の容積から機器等の容積相当分を差し引き算出。
・ 漏えい検知レベルを，復水器設置床（E.L.−4.0m）の床上100mmとすることから，復水器水室出入口弁部からの漏洩を想定した場合では，約１分で検知が可能。
・ 循環水系配管の伸縮継手部からの溢水量11,287m３は，タービン建屋の最下層（E.L.-4.00m 〜 E.L.-1.60m）の貯留可
能容積2,784 m３より大きいことから，地下1階範囲は溢水により没水するが，防護対象設備はないため問題ない。
・ 溢水量がタービン建屋の溢水を貯留できる空間容積を上回らないことから，タービン建屋内の地下部に滞留が可能であり，原子炉建屋への溢水の流出はないことを確認。
表１１．１ タービン建屋の溢水を貯留できる空間容積(2) 地震起因による没水影響評価結果
循環水系配管の伸縮継手部からの溢水量と耐震Ｂ，Ｃクラス機器の保有水量を合計した溢水量は，タービン建屋の貯留可能容積より小さいことから，タービン建屋内の地下部に貯留可能で，原子炉建屋への流出がないことを確認。
20.910m３(地震起因による溢水量)＜

26,699m３ (タービン建屋地下部の貯留可能容積)52

１２．防護対象設備が設置されているエリア外からの溢水影響評価
12.1 建屋外からの溢水影響評価

屋外タンク等の破損により生じる溢水が，防護対象設備の設置されている原子炉建屋，タービン建屋，海水ポンプ室，
使用済燃料乾式貯蔵建屋に及ぼす影響を確認。
溢水防護対象設備を内包する建屋の外部に存在する溢水源としては，海水を除き，屋外タンク及び淡水貯水池の保有
水並びに地下水が挙げられる。これらの溢水が溢水防護対象設備に与える影響を評価。

53

１２．防護対象設備が設置されているエリア外からの溢水影響評価
12.3 廃棄物処理棟及び廃棄物処理建屋からの溢水影響評価

溢水源となりうる機器が存在する廃棄物処理棟及び廃棄物処理建屋において，想定する機器の破損等により発生する
溢水について，溢水防護対象設備を設置している原子炉建屋原子炉棟及びタービン建屋への溢水影響について評価を行った。
なお，廃棄物処理棟及び廃棄物処理建屋における単一機器の破損により生じる溢水量及び消火水の放水により生じる
溢水量は，地震に起因する機器の破損に伴う溢水量に包含されることから，ここでは，地震に起因する機器の破損に伴う溢水量について評価。
(1) 溢水源及び溢水量
廃棄物処理棟及び廃棄物処理建屋において地震に起因する機器の破損に伴う溢水量として，耐震Ｂ，Ｃクラス機器の系
統保有水量を算出した。地震時に想定する溢水量は，それぞれ，廃棄物処理棟約2,700m３，廃棄物処理建屋約4,300m３。
(2) 溢水影響評価結果
滞留可能な空間容積は，それぞれ，廃棄物処理棟
6,319m３，廃棄物処理建屋6,970m３であるため，発生する

表１２．４ 廃棄物処理棟及び廃棄物処理建屋における溢水影響評価

溢水量と比較して十分余裕があることから，滞留が可能であり，原子炉建屋原子炉棟及びタービン建屋へ連絡通路等を通じて溢水することはなく，防護対象設備への影
響はない。
54

１２．防護対象設備が設置されているエリア外からの溢水影響評価
12.5 地下水による影響評価
東海第二発電所では，溢水防護対象設備を内包する原子炉建屋，タービン建屋等の周辺地下部に排水設備（サブドレン）を設置しており，同設備により各建屋周辺に流入する地下水の排出を行っている。地震によりすべての排水ポンプが同時に機能喪失することを想定し，その際の排水不能となった地下水が溢水防護対象設備に与える影響について評価。

図１２．３ サブドレン概要図55

１２．防護対象設備が設置されているエリア外からの溢水影響評価(1) サブドレンの排水方法について
サブドレンは，ピット及び排水ポンプより構成され，ピット間は配管で相互に接続されているため，一箇所の排水ポンプが故障した場合でも，他のピット及び排水ポンプにより排水することができる。また，地震によりポンプ電源が喪失した場
合は，一時的な水位上昇の恐れがあるが，仮設分電盤及び仮設ポンプを常備していることから排水は可能。
(2) 建屋周辺に流入する地下水量評価
過去（平成25年度）のサブドレンによる排水実績調査によると，年間を通じて季節による変動はあるが，1日当たり最大で約200m3 程度の流入が想定。仮に7日間排水作業が実施できないとして，建屋周辺で約1,500m3程度の流入を考慮した場合でも有意な水位上昇とはならない。
また，保守的に止水壁がないと想定した場合でも，建屋周囲の地下水位は周辺の地下水位と平衡した水位（原子炉建屋設置位置で，約T.P.+1.5m）で上昇が止まるものと考えられる。これを保守的に地表面(T.P.+8.0m)までの上昇とした場合
は，建屋最下層(T.P.-4.0m)での水位は，約12m相当。
建屋地下部の配管等の貫通部における止水措置としては，敷地への津波浸水等も考慮した仕様とすることから，30m
耐水圧相当の仕様とするため，地下水の上昇時においても影響はない。
(3) 影響評価
地下水の溢水防護区画への浸水経路としては，建屋外壁地下部における配管等の貫通部の隙間及び建屋間の接合部が考えられるが，これらについては，配管貫通部の隙間には止水措置を行っており，地下水が防護区画内に浸水することはない。
以上より，地震によりサブドレンが機能喪失した際に生じる建屋周辺に流入する地下水は，溢水防護対象設備に影響を与えることがないものと評価。
56

１３．放射性物質を内包する液体の漏えいの防止
前述の各建屋における溢水評価のとおり，管理区域内で発生した溢水は，建屋内及び建屋の地下階等に貯留されることから，貯留される範囲及び溢水の伝播経路となる範囲について，溢水防護措置（堰の設置，水密扉の設置，配管等貫通部への止水処置等）を構ずることにより，機器の破損等により生じた放射性物質を含んだ液体が，管理区域外に伝播しないことを確認。

57