東海第二発電所 審査資料
資料番号
PS-C-1 改 76
提出年月日
平成 30 年 2 月 9 日

東海第二発電所

重大事故等対策の有効性評価

平成 30 年 2 月
日本原子力発電株式会社
本資料のうち，は商業機密又は核物質防護上の観点から公開できません。

下線部：今回提出範囲
目

1.

次

重大事故等への対処に係る措置の有効性評価の基本的考え方
1.1

概

1.2

評価対象の整理及び評価項目の設定

1.3

評価に当たって考慮する事項

1.4

有効性評価に使用する計算プログラム

1.5

有効性評価における解析の条件設定の方針

1.6

解析の実施方針

1.7

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価方針

1.8

必要な要員及び資源の評価方針

付録１

要事故シーケンスグループの抽出及び重要事故シーケンスの選定について

付録２

原子炉格納容器の温度及び圧力に関する評価

付録３

重大事故等対策の有効性評価に係るシビアアクシデント解析コード
について

2.

運転中の原子炉における重大事故に至るおそれがある事故
2.1

高圧・低圧注水機能喪失

2.2

高圧注水・減圧機能喪失

2.3

全交流動力電源喪失

2.3.1

全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）

2.3.2

全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ）

2.3.3

全交流動力電源喪失（ＴＢＰ）
目-1

「付録１ 事故シーケンスグループの抽出及び重要事故シーケンスの選定について」より抜粋

第 1−1 表 イベントツリーにより抽出した事故シーケンス
高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗

○

○

−

シーケンス
No.
(1)

逃がし安全弁再閉鎖失敗＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗

○

○

−

(2)

高圧炉心冷却失敗＋原子炉減圧失敗

○

○

−

(3)

ＲＨＲ失敗

○

○

−

(4)

逃がし安全弁再閉鎖失敗＋ＲＨＲ失敗

○

○

−

(5)

起因事象

過渡事象

外部電源喪失手動停止／
サポート系喪失（手動停止）

サポート系喪失（自動停止）

事故シーケンス

内部 地震 津波

原子炉停止失敗

○

○

−

(6)

ＤＧ失敗＋ＨＰＣＳ失敗（ＲＣＩＣ成功）

○

○

−

(7)

ＤＧ失敗＋高圧炉心冷却失敗

○

○

−

(8)

ＤＧ失敗＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋ＨＰＣＳ失敗

○

○

−

(9)

直流電源失敗＋ＨＰＣＳ失敗

○

○

−

(10)

ＤＧ失敗（ＨＰＣＳ成功）

○

○

−

(11)

ＤＧ失敗＋逃がし安全弁再閉鎖失敗（ＨＰＣＳ成功）

○

○

−

(12)

直流電源失敗（ＨＰＣＳ成功）

○

○

−

(13)

直流電源喪失＋原子炉停止失敗

−

○

−

(14)

交流電源喪失＋原子炉停止失敗

−

○

−

(15)

高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗

○

−

−

(16)

逃がし安全弁再閉鎖失敗＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗

○

−

−

(17)

高圧炉心冷却失敗＋原子炉減圧失敗

○

−

−

(18)

ＲＨＲ失敗

○

−

−

(19)

逃がし安全弁再閉鎖失敗＋ＲＨＲ失敗

○

−

−

(20)

高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗

○

−

−

(21)

逃がし安全弁再閉鎖失敗＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗

○

−

−

(22)

高圧炉心冷却失敗＋原子炉減圧失敗

○

−

−

(23)

ＲＨＲ失敗

○

−

−

(24)

逃がし安全弁再閉鎖失敗＋ＲＨＲ失敗

○

−

−

(25)

原子炉停止失敗

○

−

−

(26)

（外部電源喪失）＋ＤＧ失敗＋ＨＰＣＳ失敗（ＲＣＩＣ成功）

○

−

−

(27)

（外部電源喪失）＋ＤＧ失敗＋高圧炉心冷却失敗
サポート系喪失（外部電源喪失）＋ＤＧ失敗＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋ＨＰＣＳ失敗（直流電源故障）（外部電源喪失）＋ＤＧ失敗（ＨＰＣＳ成功）

○

−

−

(28)

○

−

−

(29)

○

−

−

(30)

（外部電源喪失）＋ＤＧ失敗＋逃がし安全弁再閉鎖失敗（ＨＰＣＳ成功）

○

−

−

(31)

高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗

○

−

−

(32)

高圧炉心冷却失敗＋原子炉減圧失敗

○

−

−

(33)

ＲＨＲ失敗

○

−

−

(34)

原子炉停止失敗

○

−

−

(35)

高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗

○

−

−

(36)

ＲＨＲ失敗

○

−

−

(37)

原子炉停止失敗

○

−

−

(38)

インターフェイス
インターフェイスシステムＬＯＣＡ
システムＬＯＣＡ

○

−

−

(39)

原子炉建屋損傷

−

○

−

(40)

格納容器損傷

−

○

−

(41)

原子炉圧力容器損傷

−

○

−

(42)

格納容器バイパス

−

○

−

(43)

中小破断ＬＯＣＡ

大破断ＬＯＣＡ

地震に伴う損傷

Ｅｘｃｅｓｓｉｖｅ

津波に伴う損傷

−

○

−

(44)

計装・制御系喪失

ＬＯＣＡ

−

○

−

(45)

防潮堤損傷

−

−

○

(46)

原子炉建屋内浸水による複数の緩和機能喪失

−

−

○

(47)

最終ヒートシンク喪失（ＲＣＩＣ成功）

−

−

○

(48)

最終ヒートシンク喪失＋ＲＣＩＣ失敗

−

−

○

(49)

最終ヒートシンク喪失＋逃がし安全弁再閉鎖失敗

−

−

○

(50)

40

1

第 1−2 表

ＰＲＡの結果に基づく新たな事故シーケンスグループの検討

事故シ−ケンス事 故シ−ケンス別ＣＤＦ（／炉 年）
シ−ケン
スNo.
内部事象
津波
地震
合計

全ＣＤＦに
対する割合
（％）

過渡事象＋高圧炉心冷 却失敗＋低圧炉心冷却失敗(1)

3.2E-10

4.6E-07−

4.6E-070.6

過渡事象＋逃がし安全 弁再閉鎖失敗＋高圧炉心冷却 失敗＋低圧炉心冷却失敗(2)2.0E-10

2.5E-09−

2.7E-09＜0.1

手動停止／サポート系 喪失（手動停止）＋高圧炉心 冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗(16)

4.2E-10−−

4.2E-10＜0.1

手動停止／サポート系 喪失（手動停止）＋逃がし安 全弁再閉鎖失敗＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗(17)

4.3E-11−−

4.3E-11＜0.1

サポート系喪失（自動 停止）＋高圧炉心冷却失敗＋ 低圧炉心冷却失敗(21)

2.5E-09−−

2.5E-09＜0.1

サポート系喪失（自動 停止）＋逃がし安全弁再閉鎖 失敗＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗(22)3.0E-11−−

3.0E-11＜0.1

過渡事象＋高圧炉心冷 却失敗＋原子炉減圧失敗(3)9.4E-09

1.3E-06−

1.3E-06

1.7

手動停止／サポート系 喪失（手動停止）＋高圧炉心 冷却失敗＋原子炉減圧失敗(18)

2.6E-09−−

2.6E-09＜0.1

サポート系喪失（自動 停止）＋高圧炉心冷却失敗＋ 原子炉減圧失敗(23)8.3E-09−−

8.3E-09＜0.1

外部電源喪失＋ＤＧ失 敗＋ＨＰＣＳ失敗（ＲＣＩＣ 成功）(7)

5.7E-08

5.6E-09−

6.3E-08＜0.1＜0.1

サポート系喪失（直流 電源故障）（外部電源喪失） ＋ＤＧ失敗＋ＨＰＣＳ失敗（ＲＣＩＣ成功）(27)

2.0E-08−−2.0E-08

外部電源喪失＋直流電 源失敗＋ＨＰＣＳ失敗(10)

6.0E-12

2.1E-06−

2.1E-062.8

外部電源喪失＋ＤＧ失 敗＋逃がし安全弁再閉鎖失敗 ＋ＨＰＣＳ失敗(9)

3.0E-10

2.4E-09−

2.7E-09＜0.1

サポート系喪失（直流 電源故障）（外部電源喪失） ＋ＤＧ失敗＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋ＨＰＣＳ失敗(29)

2.3E-10−−

2.3E-10＜0.1

外部電源喪失＋ＤＧ失 敗＋高圧炉心冷却失敗(8)2.0E-10

4.4E-07−

4.5E-070.6

サポート系喪失（直流 電源故障）（外部電源喪失） ＋ＤＧ失敗＋高圧炉心冷却失敗(28)

2.1E-08−−

2.1E-08＜0.1

過渡事象＋ＲＨＲ失敗(4)

4.4E-05

5.4E-06−

4.9E-0565.1

過渡事象＋逃がし安全 弁再閉鎖失敗＋ＲＨＲ失敗(5)

3.8E-07

2.9E-08−

4.1E-070.5

外部電源喪失＋ＤＧ失 敗（ＨＰＣＳ成功）(19)

6.9E-07

6.4E-08−

7.5E-071.0

外部電源喪失＋ＤＧ失 敗＋逃がし安全弁再閉鎖失敗 （ＨＰＣＳ成功）(20)

3.6E-09

3.3E-10−

3.9E-09＜0.1

外部電源喪失＋直流電 源失敗（ＨＰＣＳ成功）(24)

6.9E-10

1.2E-11−

7.0E-10＜0.1

手動停止／サポート系 喪失（手動停止）＋ＲＨＲ失 敗(25)

9.9E-06−−

41

9.9E-06

13.2

手動停止／サポート系 喪失（手動停止）＋逃がし安 全弁再閉鎖失敗＋ＲＨＲ失敗(33)

5.2E-08−−

5.2E-08＜0.1

サポート系喪失（自動 停止）＋ＲＨＲ失敗(37)

1.7E-06−−

1.7E-06

2.3

サポート系喪失（自動 停止）＋逃がし安全弁再閉鎖 失敗＋ＲＨＲ失敗(11)

8.9E-09−−

8.9E-09＜0.1

サポート系喪失（直流 電源故障）（外部電源喪失） ＋ＤＧ失敗（ＨＰＣＳ成功）(12)

4.1E-06−−

4.1E-06

5.4

サポート系喪失（直流 電源故障）（外部電源喪失） ＋ＤＧ失敗＋逃がし安全弁再閉鎖失敗（ＨＰＣＳ成功）(13)

2.1E-08−−

2.1E-08＜0.1

中小破断ＬＯＣＡ＋Ｒ ＨＲ失敗

(31)

7.4E-08−−

7.4E-08＜0.1

大破断ＬＯＣＡ＋ＲＨ Ｒ失敗(30)

3.0E-09−−

3.0E-09＜0.1

過渡事象＋原子炉停止 失敗(6)

2.5E-08

7.9E-08−

1.0E-070.1

サポート系喪失（自動 停止）＋原子炉停止失敗(26)

3.8E-11−−

3.8E-11＜0.1

中小破断ＬＯＣＡ＋原 子炉停止失敗(38)

5.4E-11−−

5.4E-11＜0.1

大破断ＬＯＣＡ＋原子 炉停止失敗(34)

2.2E-12−−2.2E-12＜0.1

直流電源喪失＋原子炉 停止失敗

(14)

−

2.6E-08−

2.6E-08＜0.1

交流電源喪失＋原子炉 停止失敗

(15)

−

1.4E-08−

1.4E-08

解釈1−1
との対応

事故シ− ケンスグル−プ

グル−プ別 全ＣＤＦに
ＣＤＦ
対する割合
（／炉年）
（％）

解釈1−2
との対応

高圧・低 圧注水機能喪失

4.7E-070.6

1−2(a)

高圧注水 ・減圧機能喪失

1.3E-06

1.8

1−2(a)

全交流動力電源喪失

2.7E-06

3.6

1−2(a)

崩壊熱除去機能喪失

6.6E-0587.6

1−2(b)

原子炉停止機能喪失

1.4E-070.2

1−2(b)

3.2E-10＜0.1

1−2(a)

1−1(a)
の事故
シーケンス

＜0.1

中小破断ＬＯＣＡ＋高 圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷 却失敗(35)

1.5E-11−−

1.5E-11＜0.1

中小破断ＬＯＣＡ＋高 圧炉心冷却失敗＋原子炉減圧 失敗(36)

4.6E-12−−

4.6E-12＜0.1

大破断ＬＯＣＡ＋高圧 炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却 失敗(32)

1.4E-12−−

1.4E-12

＜0.1

(44)

−

3.0E-10−3.0E-10＜0.1−

インターフェイスシス テムＬＯＣＡ(39)

4.8E-10−−

4.8E-10＜0.1

格納容器バ イパス（インターフェイスシ ステムＬＯＣＡ）

4.8E-10＜0.1

1−2(b)

原子炉建屋内浸水によ る複数の緩和機能喪失

(47)

−

−

7.6E-07

7.6E-071.0
津波浸水に よる注水機能喪失

4.0E-06

5.3

1-2(a)

原子炉冷却材圧力バウ ンダリ喪失（Ｅｘｃｅｓｓｉ ｖｅ

ＬＯＣＡ）

最終ヒートシンク喪失 （ＲＣＩＣ成功）

(48)

−

−

3.2E-06

3.2E-06

4.2

最終ヒートシンク喪失 ＋高圧炉心冷却失敗

(49)

−

−

1.1E-08

1.1E-08＜0.1

最終ヒートシンク喪失 ＋逃がし安全弁再閉鎖失敗

(50)

−

−

1.7E-08

1.7E-08＜0.1

原子炉建屋損傷(40)−

1.5E-07−

1.5E-070.2

格納容器損傷(41)−

4.1E-09−

4.1E-09＜0.1

原子炉圧力容器損傷(42)−

2.2E-07−

2.2E-070.3

格納容器バイパス(43)−

3.2E-08−

3.2E-08＜0.1

計装・制御系喪失(45)−

3.7E-10−

3.7E-10

＜0.1

−

−

3.3E-07

3.3E-070.4

6.1E-05

1.0E-05

4.3E-06

7.5E-05

100.0

防潮堤損傷

(46)
合計

ＬＯＣＡ 時注水機能喪失

1−1(a)
以外の事故
シーケンス
−

−

−

ハッチング：解釈に基づき想定する事故シ−ケンスグル−プと直接対応せず，全炉心損傷頻度への寄与及び影響度の観点から他の事故シ−ケンスグル−プと比較し，新たな事故シ−ケンスグル−プとしての追加は不要と判断したもの。

1.5E-070.2

4.1E-09＜0.1

2.2E-070.3

3.2E-08＜0.1

3.7E-10＜0.1

3.3E-070.4

7.5E-05

100.0

−

−

2

第 1−3 表

事故シーケンスグループの主要な炉心損傷防止対策及び炉心損傷頻度
事故シーケンス

事故シーケンスグループ
過渡事象＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗

過渡事象＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗
高圧・低圧注水機能喪失

手動停止／サポート系喪失（手動停止）＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗
手動停止／サポート系喪失（手動停止）＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗
サポート系喪失（自動停止）＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗
サポート系喪失（自動停止）＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗
過渡事象＋高圧炉心冷却失敗＋原子炉減圧失敗

高圧注水・減圧機能喪失 手動停止／サポート系喪失（手動停止）＋高圧炉心冷却失敗＋原子炉減圧失敗
サポート系喪失（自動停止）＋高圧炉心冷却失敗＋原子炉減圧失敗

外部電源喪失＋ＤＧ失敗＋ＨＰＣＳ失敗（ＲＣＩＣ成功）
長期ＴＢ
サポート系喪失（直流電源故障）（外部電源喪失）+ＤＧ失敗＋ＨＰＣＳ失敗（ＲＣＩＣ成功）
全交流動力
電源喪失

ＴＢＤ
ＴＢＵ

外部電源喪失＋ＤＧ失敗＋高圧炉心冷却失敗

・高圧代替注水系
・低圧炉心スプレイ系
・過渡時自動減圧機能・残留熱除去系
・原子炉隔離時冷却系
・低圧代替注水系（可搬型）・原子炉手動減圧・代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）・残留熱除系
・常設代替高圧電源装置
・常設代替直流電源設備

・上記の点線枠内の対策

サポート系喪失（直流電源故障）（外部電源喪失）＋ＤＧ失敗＋高圧炉心冷却失敗
外部電源喪失＋ＤＧ失敗＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋ＨＰＣＳ失敗
サポート系喪失（直流電源故障）（外部電源喪失）＋ＤＧ失敗＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋ＨＰＣＳ失敗
過渡事象＋ＲＨＲ失敗
過渡事象＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋ＲＨＲ失敗
外部電源喪失＋ＤＧ失敗（ＨＰＣＳ成功）
外部電源喪失＋ＤＧ失敗＋逃がし安全弁再閉鎖失敗（ＨＰＣＳ成功）
外部電源喪失＋直流電源失敗（ＨＰＣＳ成功）
手動停止／サポート系喪失（手動停止）＋ＲＨＲ失敗
手動停止／サポート系喪失（手動停止）＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋ＲＨＲ失敗
サポート系喪失（自動停止）＋ＲＨＲ失敗

42

サポート系喪失（自動停止）＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋ＲＨＲ失敗
サポート系喪失（直流電源故障）（外部電源喪失）＋ＤＧ失敗（ＨＰＣＳ成功）
サポート系喪失（直流電源故障）（外部電源喪失）＋ＤＧ失敗＋逃がし安全弁再閉鎖失敗（ＨＰＣＳ成功）
中小破断ＬＯＣＡ＋ＲＨＲ失敗
大破断ＬＯＣＡ＋ＲＨＲ失敗
過渡事象＋原子炉停止失敗

・原子炉隔離時冷却系
・上記の点線枠内の対策[ＲＨＲ故障時]
・原子炉隔離時冷却系
・高圧炉心スプレイ系
・低圧代替注水系（常設）・原子炉手動減圧
・代替循環冷却系
・代替格納容器スプレイ冷却系（常設）・格納容器圧力逃がし装置又は耐圧強化ベント
・常設代替高圧電源装置
・常設代替直流電源設備[取水機能喪失時]
・原子炉隔離時冷却系
・低圧代替注水系（常設）・原子炉手動減圧・残留熱除去系
・緊急用海水系・常設代替高圧電源装置
・常設代替直流電源設備
・代替制御棒挿入機能
・代替原子炉再循環ポンプトリップ
・ほう酸水注入系
・原子炉隔離時冷却系
・高圧炉心スプレイ系
・残留熱除去系

サポート系喪失（自動停止）＋原子炉停止失敗
原子炉停止機能喪失

・高圧代替注水系
・低圧代替注水系（常設）・原子炉手動減圧・代替格納容器スプレイ冷却系（常設）・代替循環冷却系
・格納容器圧力逃がし装置又は耐圧強化ベント
・常設代替高圧電源装置
・常設代替直流電源設備

外部電源喪失＋直流電源失敗＋ＨＰＣＳ失敗

ＴＢＰ

崩壊熱除去
機能喪失

対応する主要な炉心損傷防止対策

中小破断ＬＯＣＡ＋原子炉停止失敗
大破断ＬＯＣＡ＋原子炉停止失敗
直流電源喪失＋原子炉停止失敗※２−

交流電源喪失＋原子炉停止失敗※２

中小破断ＬＯＣＡ＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗※３

ＬＯＣＡ時注水機能喪失
中小破断ＬＯＣＡ＋高圧炉心冷却失敗＋原子炉減圧失敗 ※３・高圧代替注水系
・低圧代替注水系（常設）・原子炉手動減圧・代替格納容器スプレイ冷却系（常設）・代替循環冷却系
・格納容器圧力逃がし装置又は耐圧強化ベント
・常設代替高圧電源装置
・常設代替直流電源設備

大破断ＬＯＣＡ＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗 ※４

格納容器バイパス

インターフェイスシステムＬＯＣＡ

原子炉建屋内浸水による複数の緩和機能喪失

津波浸水による
注水機能喪失最終ヒートシンク喪失（ＲＣＩＣ成功）
最終ヒートシンク喪失＋高圧炉心冷却失敗
最終ヒートシンク喪失＋逃がし安全弁再閉鎖失敗

※1
※2
※3
※4

−
・破損系統を除く原子炉注水機能
・原子炉手動減圧・破損系統の隔離・常設代替高圧電源装置
・常設代替直流電源設備
・津波防護対策
・原子炉隔離時冷却系
・低圧代替注水系（常設）・原子炉手動減圧・残留熱除去系
・緊急用海水系・常設代替高圧電源装置
・常設代替直流電源設備事故シ−ケンス別ＣＤＦ（／炉年）

※１

全ＣＤＦ
に対する割合
（％）

内部事象

地震

津波

合計

3.2E-10

4.6E-07−

4.6E-070.6

2.0E-10

2.5E-09−

2.7E-09＜0.1

4.2E-10−−

4.2E-10＜0.1

4.3E-11−−

4.3E-11＜0.1

2.5E-09−−

2.5E-09＜0.1＜0.1

3.0E-11−−

3.0E-11

9.4E-09

1.3E-06−

1.3E-06

1.7

2.6E-09−−

2.6E-09＜0.1

8.3E-09−−

8.3E-09＜0.1

5.7E-08

5.6E-09−

6.3E-08

＜0.1

＜0.1

2.0E-08−−2.0E-08

6.0E-12

2.1E-06−

2.1E-06

2.8

2.0E-10

4.4E-07−

4.5E-070.6

2.1E-08−−

2.1E-08＜0.1

3.0E-10

2.4E-09−

2.7E-09＜0.1

2.3E-10−−

2.3E-10＜0.1

4.4E-05

5.4E-06−

4.9E-05

65.1

3.8E-07

2.9E-08−

4.1E-070.5

6.9E-07

6.4E-08−

7.5E-071.0

3.6E-09

3.3E-10−

3.9E-09＜0.1

6.9E-10

1.2E-11−

7.0E-10＜0.1

9.9E-06−−

9.9E-06

13.2

5.2E-08−−

5.2E-08＜0.1

1.7E-06−−

1.7E-06

2.3

8.9E-09−−

8.9E-09＜0.1

4.1E-06−−

4.1E-06

5.4

2.1E-08−−

2.1E-08＜0.1

7.4E-08−−

7.4E-08＜0.1

3.0E-09−−

3.0E-09＜0.1

2.5E-08

7.9E-08−

1.0E-070.1

3.8E-11−−

3.8E-11＜0.1

5.4E-11−−

5.4E-11＜0.1

2.2E-12−−2.2E-12＜0.1−

2.6E-08−

2.6E-08＜0.1−

1.4E-08−

1.4E-08＜0.1

1.5E-11−−

1.5E-11＜0.1

4.6E-12−−

4.6E-12＜0.1

1.4E-12−−

1.4E-12＜0.1

4.8E-10−−

4.8E-10

＜0.1

−

−

7.6E-07

7.6E-071.0−−

3.2E-06

3.2E-06

4.2−−

1.1E-08

1.1E-08

＜0.1

−

−

1.7E-08

1.7E-08

＜0.1

※１

グル−プ別
ＣＤＦ
（／炉年）

全ＣＤＦ
対する割合
（％）

4.7E-070.6

1.3E-06

1.8

2.7E-06

3.6

6.6E-05

87.6

備考

全炉心損傷
頻度の約
99％を炉心損傷防止対策でカバー

1.4E-070.2

2.2E-11＜0.1

4.8E-10＜0.1

4.0E-06

5.3

6.1E-05
1.0E-05
4.0E-06
7.5E-05
99.0
7.5E-05
99.0−
合計
全ＣＤＦは第1-2表で新たな事故シーケンスグループとしての追加は不要と判断した事故シーケンスの炉心損傷頻度を含む。
地震発生と同時に最大の地震加速度を受けるものとして評価している地震レベル１ＰＲＡの設定上抽出された事故シーケンスであるが，地震時の挙動を現実的に想定すると，基準地震動よりも十分小さな加速度でスクラム信号「地震加速度大」が発信し，炉内構造物が損傷する加速度に到達する前に制御棒の挿入が完了すると考えられることから，現実的には発生しがたいと考え，炉心損傷防止対策の有効性を確認する対象としては取り扱わないと判断した事故シーケンス。
ＬＯＣＡの破断規模が大きい場合は，国内外の先進的な対策を考慮しても炉心損傷を防止することが困難な事故シーケンス。
国内外の先進的な対策を考慮しても炉心損傷を防止することが困難な事故シーケンス。

3

第 1−4 表
事故シーケンスグループ

事故シーケンス

重要事故シーケンス等の選定（1／2）◎ ①過渡事象＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗−②過渡事象＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋高圧炉心冷却失敗＋低
圧炉心冷却失敗

・手動減圧③手動停止／サポート系喪失（手動停止）＋高圧炉心冷却失敗 ・低圧代替注水系（常設）＋低圧炉心冷却失敗
・代替格納容器スプレイ冷却系（常設）・格納容器圧力逃がし装置又は耐圧強化
ベント④手動停止／サポート系喪失（手動停止）＋逃がし安全弁再閉−
・常設代替高圧電源装置
鎖失敗＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗
・常設代替直流電源設備−

高圧・低圧注水
機能喪失

低

高

高

高

低

高

中

低

中

低

低

低

中

低

低

低

高

低

−

⑥サポート系喪失（自動停止）＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗

中

中

中

低

低

高

高

高

中

低

低

低

−

・低圧炉心スプレイ系②手動停止／サポート系喪失（手動停止）＋高圧炉心冷却失敗
・過渡時自動減圧機能＋原子炉減圧失敗
・残留熱除去系

43③サポート系喪失（自動停止）＋高圧炉心冷却失敗＋原子炉減
圧失敗

・原子炉隔離時冷却系
・手動減圧・低圧代替注水系（可搬型）・代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）
・残留熱除去系②サポート系喪失（直流電源故障）（外部電源喪失）＋ＤＧ失 ・常設代替高圧電源装置−
敗＋ＨＰＣＳ失敗（ＲＣＩＣ成功）
・常設代替直流電源設備− ④外部電源喪失＋ＤＧ失敗＋高圧炉心冷却失敗（ＴＢＵ）−⑤サポート系喪失（直流電源故障）（外部電源喪失）＋ＤＧ失
敗＋高圧炉心冷却失敗（ＴＢＵ）

・高圧代替注水系
・手動減圧
・低圧代替注水系（可搬型）・代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）
・残留熱除去系
・常設代替高圧電源装置
・常設代替直流電源設備⑥外部電源喪失＋ＤＧ失敗＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋ＨＰＣ ・原子炉隔離時冷却系
・手動減圧
Ｓ失敗
・低圧代替注水系（可搬型）・代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）
・残留熱除去系⑦サポート系喪失（直流電源故障）（外部電源喪失）＋ＤＧ失 ・常設代替高圧電源装置−
敗＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋ＨＰＣＳ失敗
・常設代替直流電源設備
◎

ＴＢＰ

d

中

◎ ③外部電源喪失＋直流電源失敗＋高圧炉心冷却失敗（ＴＢＤ）

ＴＢＤ
ＴＢＵ

c

中

◎ ①外部電源喪失＋ＤＧ失敗＋ＨＰＣＳ失敗（ＲＣＩＣ成功）

全交流動力
電源喪失

b

⑤サポート系喪失（自動停止）＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心
冷却失敗

−

長期ＴＢ

a

−

◎ ①過渡事象＋高圧炉心冷却失敗＋原子炉減圧失敗

高圧注水・減圧
機能喪失

着眼点との関係と重要事故シーケンスの選定の考え方

対応する主要な炉心損傷防止対策◎

重要事故シーケンスとして選定した事故シーケンス

中

中

中

低

高

低

低

高

高

低

低

中

高

高

高

高

高

中

中

中

高

中

中

低

高

中

中

高

高

中

中

中

備考（a：共通原因故障・系統間機能依存性，b：余裕時間，c：設備容量，d：代表性）

a. サポート系喪失を起因とする事故シーケンスは，系統間機能依存性によって同区分の複数の設備が機能喪失することから「中」とした。
b. 過渡事象（給水流量の全喪失）を起因とする事故シーケンスについては，事象進展が早いことから「高」とした。また，サポート系喪失（自動停止）を起因とする事故シーケンスについては，過渡事象（給水流量の全喪失）に比べて事象進展が緩やかであることから「中」とした。原子炉を通常停止させる手動停止／サポート系喪失（手動停止）については「低」とした。
c. 事象進展が早く余裕時間が短い場合，崩壊熱が高く原子炉注水に必要な設備容量が大きくなる。また，逃がし安全弁の再閉鎖に失敗する事故シーケンスは，代替注水の開始時点で原子炉が一定程度減圧されているため，逃がし安全弁の設備容量は再閉鎖成功時の方が厳しくなる。以上より，過渡事象（給水流量の全喪失）又はサポート系喪失（自動停止）を起因として逃がし安全弁の再閉鎖に成功している事故シーケンスを「高」，過渡事象（給水流量の全喪失）又はサポート系喪失（自動停止）を起因として逃がし安全弁の再閉鎖に失敗している事故シーケンスを「中」，手動停止／サポート系喪失（手動停止）を起因とする事故シーケンスを「低」とした。
d. 事故シーケンスグループの中で最もＣＤＦの高いドミナントシーケンスを「高」，事故
シーケンスグループ別ＣＤＦに対して1％以上の事故シーケンスを「中」，1％未満の事故
シーケンスを「低」とした。

a. サポート系喪失を起因とする事故シーケンスは，系統間機能依存性によって当該区分の複数の設備が機能喪失することから「中」とした。
b. 過渡事象（給水流量の全喪失）を起因とする事故シーケンスについては，事象進展が早いことから「高」とした。また，サポート系喪失（自動停止）を起因とする事故シーケンスについては，過渡事象（給水流量の全喪失）に比べて事象進展が緩やかであることから「中」とした。原子炉を通常停止させる手動停止／サポート系喪失（手動停止）については「低」とした。
c. 事象進展が早く余裕時間が短い場合，崩壊熱が高く原子炉減圧に必要な設備容量が大きくなることから，着眼点b.と同様に，過渡事象（給水流量の全喪失）を起因とする事故シー
ケンスを「高」，サポート系喪失（自動停止）を起因とする事故シーケンスを「中」，手動停止／サポート系喪失（手動停止）を起因とする事故シーケンスを「低」とした。
d. 事故シーケンスグループの中で最もＣＤＦの高いドミナントシーケンスを「高」，事故
シーケンスグループ別ＣＤＦに対して1％以上の事故シーケンスを「中」，1％未満の事故
シーケンスを「低」とした。

a. いずれの事故シーケンスも全交流動力電源喪失に至り，電源を必要とする多くの設備が機能喪失することから「高」とした。
b. いずれの事故シーケンスにおいても原子炉隔離時冷却系による炉心への注水に成功していることから，事象進展が遅いため「低」とした。
c. いずれの事故シーケンスにおいても原子炉隔離時冷却系による炉心への注水に成功しており，原子炉注水に必要な設備容量が大きくないため「低」とした。
d. 長期ＴＢの中で最もＣＤＦの高いドミナントシーケンスを「高」，1％以上の事故シーケ
ンスを「中」，1％未満の事故シーケンスを「低」とした。
a. いずれの事故シーケンスも全交流動力電源喪失に至り，電源を必要とする多くの設備が機能喪失することから「高」とした。
b. いずれの事故シーケンスも事象初期から原子炉への注水に失敗しており，事象進展の早さに差異はないものの，直流電源が喪失する事故シーケンスは代替注水設備の起動に必要な直流電源を緊急用蓄電池から給電するための直流電源の切替操作が必要となることから，直流電源が喪失する事故シーケンスを「高」，それ以外の事故シーケンスを「中」とした。
c. いずれの事故シーケンスも事象初期から原子炉への注水に失敗しており，崩壊熱が高く原子炉注水に必要な設備容量に差異はないものの，代替直流電源の必要容量は直流電源が喪失する事故シーケンスの方が多くなることから，直流電源が喪失する事故シーケンスを「高」，それ以外の事故シーケンスを「中」とした。
d. ＴＢＤ及びＴＢＵの中で最もＣＤＦの高いドミナントシーケンスを「高」，1％以上の事
故シーケンスを「中」，1％未満の事故シーケンスを「低」とした。
a. いずれの事故シーケンスも全交流動力電源喪失に至り，電源を必要とする多くの設備が機能喪失することから「高」とした。
b. いずれの事故シーケンスも原子炉圧力の低下により原子炉隔離時冷却系が使用不能となるまでの余裕時間は，初期の原子炉注水に失敗している事故シーケンスに比べて長いことから「中」とした。
c. いずれの事故シーケンスも原子炉圧力の低下により原子炉隔離時冷却系が使用不能となるまでに崩壊熱がある程度低下することから，原子炉注水に必要な設備容量は事象初期に注水に失敗する事故シーケンスに比べて小さいと考えられることから「中」とした。
d. ＴＢＰの中で最もＣＤＦの高いドミナントシーケンスを「高」，1％以上の事故シーケン
スを「中」，1％未満の事故シーケンスを「低」とした。

審査ガイドの着眼点a〜dに対する影響度の観点から，厳しい順に「高」，「中」，「低」とした。

選定した重要事故
シーケンスと選定理由

a.の着眼点について．③〜⑥はサポート系１区分の喪失を起因としているが，他の区分は健全であるため，対応手段
が著しく制限される状態ではない。
b.の着眼点について「高」と考えた事故シーケンスとして①，②を抽出した。
c.の着眼点について「高」と考えた事故シーケンスとして①，⑤を抽出した。
d.頻度の観点では①が支配的となった。
以上より，①を重要事故シーケンスとして選定した。
なお，有効と考えられる主な対策に差異がないため，起因事象発生後の事象進展が早いと考えられる過渡事象を起因とした①の事故シーケンスは，②〜⑥の事故シーケンスに対して包絡性を有しているものと考える。

a.の着眼点について，②，③はサポート系１区分の喪失を起因としているが，他の区分は健全であるため，対応手段
が著しく制限される状態ではない。
b.c.の着眼点について，「高」と考えた事故シーケンスとして①を抽出した。
d.頻度の観点では①が支配的となった。
以上より，①を重要事故シーケンスとして選定した。
なお，有効と考えられる主な対策に差異がないため，起因事象発生後の事象進展が早いと考えられる過渡事象を起因とした①の事故シーケンスは，②〜③の事故シーケンスに対して包絡性を有しているものと考える。

a.b.c.の着眼点について，全事故シーケンスに共通である
ため，選定理由から除外した。
d.頻度の観点では①が支配的となった。
以上より，①を重要事故シーケンスとして選定した。
なお，有効と考えられる主な対策に差異がないため，①の事故シーケンスは，②の事故シーケンスに対して包絡性を有しているものと考える。
a.の着眼点について，全事故シーケンスに共通であるため，選定理由から除外した。
b.c.の着眼点について「高」と考えた事故シーケンスとして①を抽出した。
d.頻度の観点では③が支配的となった。
以上より，③を重要事故シーケンスとして選定した。
なお，有効と考えられる主な対策に差異はないため，③の事故シーケンスは緊急用蓄電池への直流電源の切替操作が必要となることから，④，⑤の事故シーケンスに対して包絡性を有しているものと考える。

a.〜c.の着眼点について，全事故シーケンスに共通である
が，d.の頻度の観点では⑦に比べて⑥の方が支配的となった。
以上より，⑥を重要事故シーケンスとして選定した。
なお，有効と考えられる主な対策に差異がないため，⑥の事故シーケンスは，⑦の事故シーケンスに対して包絡性を有しているものと考える。

4

第 1−4 表
事故シーケンス
グループ

崩壊熱除去
機能喪失

事故シーケンス

重要事故シーケンス等の選定（2／2）
a

b

c

d

備考（a：共通原因故障・系統間機能依存性，b：余裕時間，c：設備容量，d：代表性）◎ ①過渡事象＋ＲＨＲ失敗

低

高

高

高

− ②過渡事象＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋ＲＨＲ失敗

低

高

中

低

中

高

中

中

中

低

中

高

低

低

低

中

a. 外部電源喪失及びサポート系喪失（直流電源故障）を起因とする事故シーケンスは，いずれも全交流動力電源喪失に至る事故シーケンスであり，電源を必要とする多くの設備が機能喪失することから「高」とした。また，サポート系喪失を起因とする事故シーケンス
は，系統間機能依存性によって同区分の複数の設備が機能喪失することから「中」とした。
b. いずれの事故シーケンスも代替除熱手段に係る炉心損傷防止対策の実施に対する余裕時間に有意な差はない。このため，炉心冷却に成功する事故シーケンスグループではあるものの，事象発生初期の炉心損傷防止対策の実施に対する余裕時間に着目し，原子炉水位の低下が早い過渡事象（給水流量の全喪失）又はＬＯＣＡを起因とする事故シーケンスを「高」，手動停止／サポート系喪失（手動停止）を起因とする事故シーケンスを「低」，上記以外の事故シーケンスを「中」とした。
c. いずれの事故シーケンスも崩壊熱除去に必要な設備容量の観点からは有意な差異はない。
このため，炉心冷却に成功する事故シーケンスグループではあるものの，事象発生初期の炉心損傷防止対策の設備容量に着目する。事象初期の事象進展が早く余裕時間が短い場
合，崩壊熱が高く原子炉注水に必要な設備容量が大きくなる。また，逃がし安全弁の再閉鎖に失敗する事故シーケンスは，代替注水の開始時点で原子炉が一定程度減圧されている
ため，逃がし安全弁の設備容量は再閉鎖成功時の方が厳しくなる。以上より，過渡事象（給水流量の全喪失）又はサポート系喪失（自動停止）を起因として逃がし安全弁の再閉鎖に成功している事故シーケンス並びにＬＯＣＡを起因とする事故シーケンスを「高」，過渡事象（給水流量の全喪失）又はサポート系喪失（自動停止）を起因として逃がし安全弁の再閉鎖に失敗している事故シーケンスを「中」，手動停止／サポート系喪失（手動停止）を起因とする事故シーケンスを「低」とした。
d. 事故シーケンスグループの中で最もＣＤＦの高いドミナントシーケンスを「高」，事故
シーケンスグループ別ＣＤＦに対して1％以上の事故シーケンスを「中」，1％未満の事故
シーケンスを「低」とした。

[ＲＨＲ故障時]− ③外部電源喪失＋ＤＧ失敗（ＨＰＣＳ成功）
高・原子炉隔離時冷却系
・高圧炉心スプレイ系④外部電源喪失＋ＤＧ失敗＋逃がし安全弁再閉鎖失敗（ＨＰＣ
−
高
・手動減圧
Ｓ成功）
・低圧代替注水系（常設）− ⑤外部電源喪失＋直流電源失敗（ＨＰＣＳ成功）
・代替格納容器スプレイ冷却系（常設） 高・格納容器圧力逃がし装置又は耐圧強化
ベント− ⑥手動停止／サポート系喪失（手動停止）＋ＲＨＲ失敗
中・常設代替高圧電源装置⑦手動停止／サポート系喪失（手動停止）＋逃がし安全弁再閉 ・常設代替直流電源設備−
中
鎖失敗＋ＲＨＲ失敗

低

低

低

中

中

高

中

中

中

中

低

高

中

高

中

高

中

中

低

低

高

高

低

− ⑬大破断ＬＯＣＡ＋ＲＨＲ失敗

低

高

高

低

◎ ①過渡事象＋原子炉停止失敗

低

高

高

高

中

中

中

低

低

中

中

低

低

低

低

低

低

高

高

高

低

高

低

中

−

−

−

−

高

高

高

中

低

中

中

高

中

中

中

中

中 a. 原子炉建屋内浸水を起因とする事故シーケンスでは，建屋内の多くの設備が機能喪失することから「高」とした。最終ヒートシンク喪失を起因とする事故シーケンスでは，除熱を必要とする設備が機能喪失することから「中」とした。
b. 事象初期から原子炉への注水に失敗している事故シーケンスについては「高」，原子炉隔離時冷却系による原子炉注水に成功している事故シーケンスについては「低」とした。逃高がし安全弁再閉鎖失敗により原子炉隔離時冷却系が機能喪失する事故シーケンスは，原子炉隔離時冷却系が動作できない範囲に原子炉圧力が低下するまで炉心への注水が継続されるため，事象初期から注水に失敗している事故シーケンスと比較して事象進展が遅いことから「中」とした。
低 c. 原子炉建屋内浸水を起因とする事故シーケンスは，津波防護対策に要求される防護高さも高くなることから「高」とし，最終ヒートシンク喪失を起因とする事故シーケンスは「中」とした。
d. 最もＣＤＦの高いドミナントシーケンスを「高」，事故シーケンスグループ別ＣＤＦに対低して1％以上の事故シーケンスを「中」，1％未満の事故シーケンスを「低」とした。

− ⑧サポート系喪失（自動停止）＋ＲＨＲ失敗※[取水機能喪失時]
・原子炉隔離時冷却系⑨サポート系喪失（自動停止）＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋Ｒ
・手動減圧
−
ＨＲ失敗
・低圧代替注水系（常設）⑩サポート系喪失（直流電源故障）（外部電源喪失）＋ＤＧ失 ・残留熱除去系−
敗（ＨＰＣＳ成功）
・緊急用海水系⑪サポート系喪失（直流電源故障）（外部電源喪失）＋ＤＧ失 ・常設代替高圧電源装置−
敗＋逃がし安全弁再閉鎖失敗（ＨＰＣＳ成功）
・常設代替直流電源設備− ⑫中小破断ＬＯＣＡ＋ＲＨＲ失敗− ②サポート系喪失（自動停止）＋原子炉停止失敗
原子炉停止
機能喪失

44

− ③中小破断ＬＯＣＡ＋原子炉停止失敗

・代替制御棒挿入機能
・代替原子炉再循環ポンプトリップ
・ほう酸水注入系
・原子炉隔離時冷却系
・高圧炉心スプレイ系
・残留熱除去系− ④大破断ＬＯＣＡ＋原子炉停止失敗◎ ①中小破断ＬＯＣＡ＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗
ＬＯＣＡ時注水機能喪失− ②中小破断ＬＯＣＡ＋高圧炉心冷却失敗＋原子炉減圧失敗

格納容器バイパス

着眼点との関係と重要事故シーケンスの選定の考え方

対応する主要な炉心損傷防止対策◎ ①インターフェイスシステムＬＯＣＡ

・手動減圧・低圧代替注水系（常設）・代替格納容器スプレイ冷却系（常設）・格納容器圧力逃がし装置又は耐圧強化
ベント
・常設代替高圧電源装置
・常設代替直流電源設備

・手動減圧・破損系統を除く原子炉注水機能・破損系統の隔離・常設代替高圧電源装置
・常設代替直流電源設備◎ ①原子炉建屋内浸水による複数の緩和機能喪失− ②最終ヒートシンク喪失（ＲＣＩＣ成功）
津波浸水による
注水機能喪失− ③最終ヒートシンク喪失＋高圧炉心冷却失敗− ④最終ヒートシンク喪失＋逃がし安全弁再閉鎖失敗◎※

・津波防護対策
・原子炉隔離時冷却系
・手動減圧・低圧代替注水系（可搬型）・残留熱除去系
・緊急用海水系・常設代替高圧電源装置
・常設代替直流電源設備

a. サポート系喪失を起因とする事故シーケンスは，系統間機能依存性によって当該区分の複数の設備が機能喪失することから「中」とした。
b. 過渡事象（主蒸気隔離弁の誤閉止）に起因する事故シーケンスは，原子炉圧力の上昇が早く，反応度印加の観点で厳しい事象であり，事象進展が早いことから「高」とした。また，サポート系喪失（自動停止）については，過渡事象（主蒸気隔離弁の誤閉止）に比べて事象進展が緩やかであることから「中」とした。さらに，大破断ＬＯＣＡを起因とする
事故シーケンスは原子炉の減圧に伴い反応度が抑制されることから「低」とし，中小破断
ＬＯＣＡを起因とする事故シーケンスは「中」とした。
c. 事象進展が早く余裕時間が短い場合，反応度印加の観点で厳しく出力抑制に必要な設備容量が大きくなることから，着眼点b.と同様に，過渡事象（主蒸気隔離弁の誤閉止）を起因とする事故シーケンスを「高」，サポート系喪失（自動停止）を起因とする事故シーケン
スを「中」，大破断ＬＯＣＡを起因とする事故シーケンスを「低」，中小破断ＬＯＣＡを起因とする事故シーケンスを「中」とした。
d. 事故シーケンスグループの中で最もＣＤＦの高いドミナントシーケンスを「高」，事故
シーケンスグループ別ＣＤＦに対して1％以上の事故シーケンスを「中」，1％未満の事故
シーケンスを「低」とした。

a. 中小破断ＬＯＣＡを起因とする事故シーケンスは，系統間機能依存性がないことから，全て「低」とした。
b. 中小破断ＬＯＣＡを起因とする事故シーケンスは，事象進展が早いことから全て「高」とした。
c. 原子炉減圧に用いる逃がし安全弁は十分な台数が設置されているが，低圧の代替注水設備の設備容量は低圧ＥＣＣＳより少ない。このため，低圧炉心冷却失敗を含む事故シーケン
スを「高」とし，原子炉減圧失敗を含む事故シーケンスを「低」とした。
d. 事故シーケンスグループの中で最もＣＤＦの高いドミナントシーケンスを「高」，事故
シーケンスグループ別ＣＤＦに対して1％以上の事故シーケンスを「中」，1％未満の事故
シーケンスを「低」とした。

選定した重要事故
シーケンスと選定理由

a.の着眼点について，⑥〜⑨はサポート系１区分の喪失を起因としているが，他の区分は健全であるため，対応手段
が著しく制限される状態ではない。また，③，④，⑤，⑨，⑩は電源の喪失により崩壊熱除去機能が喪失している
ものの，代替電源により崩壊熱除去機能の回復が可能であることから，対応手段が著しく制限される状態ではない。
b.の着眼点について，「高」と考えた事故シーケンスとして①，②，⑫，⑬を抽出した。
c.の着眼点について，「高」と考えた事故シーケンスとして，①，③，⑤，⑧，⑩，⑫，⑬を抽出した。
d.頻度の観点では①が支配的となった。
以上より，①を重要事故シーケンスとして選定した。
なお，ＬＯＣＡを起因とする事故シーケンスについては，
ＬＯＣＡ時注水機能喪失及び雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）において，代替除熱手段に係る重大事故等対策の有効性を含めて確認する。
また，交流電源の喪失により崩壊熱除去機能が喪失している事故シーケンスが含まれるものの，主要な炉心損傷防止
対策の電源を代替電源とする場合，有効と考えられる主な対策に差異がないため，過渡事象を起因とした①の事故
シーケンスは，②〜⑬の事故シーケンスに対して包絡性を有しているものと考える。

a.の着眼点について，②はサポート系１区分の喪失を起因としているが，他の区分は健全であるため，対応手段が著
しく制限される状態ではない。
b.c.の着眼点について，「高」と考えた事故シーケンスとして①を抽出した。
d.頻度の観点では①が支配的となった。なお，②，③，④のＣＤＦはいずれも1×10-10／炉年未満であり，極めて小さい。
以上より，①を重要事故シーケンスとして選定した。
なお，ＬＯＣＡを起因とする場合，ほう酸水注入系が有効に機能しないことも考えられるが，代替制御棒挿入機能に期待することにより対応可能であり，そのＣＤＦは極めて小さい。そのため，反応度制御の観点で厳しい過渡事象を起因とする①の事故シーケンスは，本事故シーケンスグ
ループにおいて代表性を有しているものと考える。

a.b.の着眼点について，全事故シーケンスに共通であるため，選定理由から除外した。
c.の着眼点について，「高」と考えた事故シーケンスとして①を抽出した。
d.頻度の観点では①が支配的となった。
以上より，①を重要事故シーケンスとして選定した。
なお，有効と考えられる主な対策に差異がないため，①の事故シーケンスは，②の事故シーケンスに対して包絡性を有しているものと考える。

抽出された事故シーケンスが1つであることから着眼点に照らした整理は行わず，全ての着眼①を重要事故シーケンスとして選定した。
点について「−」とした。
a.の着眼点について，「高」と考えた事故シーケンスとして，津波浸水により建屋内の多くの設備が機能喪失する①を抽出した。
b.の着眼点について，「高」と考えた事故シーケンスとして①，③を抽出した。
c.の着眼点について，「高」と考えた事故シーケンスとして①を抽出した。
d.頻度の観点では②が支配的となった。
以上より，①を重要事故シーケンスとして選定。なお，②は頻度の観点では支配的となるが，津波防護対策に要求される防護高さは津波高さが高くなる①に包絡される。
なお，有効と考えられる主な対策に差異がないため，①の事故シーケンスは②〜④の事故シーケンスに対して包絡性を有しているものと考える。

審査ガイドの着眼点a〜dに対する影響度の観点から，厳しい順に「高」，「中」，「低」とした。
重要事故シーケンスとして選定した事故シーケンス
取水機能喪失時（ＲＨＲＳ喪失時）は低圧ＥＣＣＳが従属的に機能喪失する。そのため，高圧注水系に成功している場合は崩壊熱除去機能喪失の事故シーケンスグループで取り扱うが，高圧注水系に失敗した場合は他の事故シーケンスグループ等（①，②，⑥〜⑨：高圧・低圧注水機能喪失，③〜⑤，⑩，⑪：全交流動力電源喪失，⑫ＬＯＣＡ時注水機能喪失，⑬雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損））で重大事故対策の有効性を確認する。

5

別紙 4
ＴＢＷシーケンスの炉心損傷防止対策及び着眼点に基づく評価を踏まえた重要事故シーケンスの選定について

ＴＢＷシーケンスは，高圧炉心スプレイ冷却系による炉心冷却に成功するが，非常用電源の喪失により崩壊熱除去機能が喪失し，炉心損傷に至るシーケンスである。東海第二発電所の出力運転時内部事象レベル１ＰＲＡでは，ＴＢＷシ
ーケンスはＴＷシーケンスの一部として整理している。
事故シーケンスグループ「崩壊熱除去機能喪失」に分類されるＴＢＷシーケ
ンス(非常用電源の喪失による崩壊熱除去機能喪失)に対する炉心損傷防止対策，及び着眼点に基づく評価を踏まえた重要事故シーケンスの選定について以
下に示す。

1.

ＴＢＷシーケンスの炉心損傷頻度
ＴＢＷシーケンスの炉心損傷頻度を表 1 に示す。表 1 に示すとおり，ＴＢ
Ｗシーケンスは事故シーケンスグループ「崩壊熱除去機能喪失」のドミナン
トシーケンスとはならないが，事故シーケンスグループ別炉心損傷頻度に対して約 7.9％の寄与を持っている。

表1

ＴＢＷシーケンスの炉心損傷頻度
炉心損傷頻度
（ＣＤＦ）
（／炉年）

ＴＷ

ＴＢＷ
ＴＢＷ
(ＳＲＶ再閉鎖失敗)

全ＣＤＦへの寄与割合

事故シーケンス
グループ別ＣＤＦ
への寄与割合6.0E-05

99.8％

100％

4.7E-06

7.8％

7.8％

2.5E-08

＜0.1％

＜0.1％

別紙 4−1

6

2.

「崩壊熱除去機能喪失」に対応する炉心損傷防止対策
事故シーケンスグループ「崩壊熱除去機能喪失」に対応する炉心損傷防止対策については，「残留熱除去系が故障した場合」及び「取水機能が喪失した場合」を想定し，以下の炉心損傷防止対策の有効性を確認している。
「残留熱除去系が故障した場合」：
・格納容器圧力逃がし装置又は耐圧強化ベント「取水機能が喪失した場合」：
・緊急用海水系（常設代替高圧電源装置による給電）

このうち，「残留熱除去系が故障した場合」を想定して有効性を確認している格納容器圧力逃がし装置については，系統構成に必要な電動弁等は常設
代替高圧電源装置から緊急用母線を介して給電可能な設計としており，現場での手動開操作も可能であることから，外部電源及び非常用電源（区分Ⅰ，Ⅱ）が喪失しているＴＢＷシーケンスにおいても有効な対策である。また，耐圧強化ベントについても，常設代替高圧電源装置からの電源融通による非常用母線の受電操作又は現場での手動開操作を行うことにより，同じくＴＢ
Ｗシーケンスにおいても有効な対策となる。
「取水機能が喪失した場合」を想定して有効性を確認している緊急用海水系については，常設代替高圧電源装置からの電源融通による非常用母線の受電及び緊急用海水系を用いた残留熱除去系による対応の有効性を確認しており，ＴＢＷシーケンスにおいても有効な対策である。
さらに，ＴＢＷシーケンスについては，常設代替高圧電源装置からの電源融通による非常用母線の受電により，緊急用海水系を用いずとも，残留熱除去系海水系を用いた残留熱除去系による対応にも期待できる。

別紙 4−27

3．審査ガイド記載の着眼点に基づく評価
ＴＢＷシーケンスの審査ガイド記載の着眼点に対する評価について，重要事故シーケンスとして選定したＴＷシーケンス（過渡事象＋ＲＨＲ失敗）と比較した結果を表 2 に示す。また，ＴＢＷシーケンスの各着眼点に対する考え方について以下に示す。

a.

共通原因故障，系統間依存性の観点
ＨＰＣＳ用電源（区分Ⅲ）は健全だが，非常用電源の喪失により電源を必要とする設備（区分Ⅰ，Ⅱ）が機能喪失することから「高」とした。

b.

余裕時間の観点
崩壊熱除去機能喪失の事故シーケンスは，代替除熱手段に係る炉心損傷防止対策の実施に対する余裕時間に有意な差がない。このため，炉心冷却に成功する事故シーケンスグループではあるものの，事象発生初期の炉心損傷防止対策の実施に対する余裕時間に着目した。ＴＢＷに至る
おそれがある外部電源喪失及びサポート系喪失（直流電源故障）に起因する事故シーケンスは，過渡事象（給水流量の全喪失）等を起因とする
事故シーケンスに比べて余裕時間が長く，手動停止／サポート系喪失（手動停止）を起因とする事故シーケンスに比べて余裕時間が短いた
め，「中」とした。

c.

設備容量の観点
崩壊熱除去機能喪失の事故シーケンスは，崩壊熱除去に必要な設備容量に有意な差異がない。このため，炉心冷却に成功する事故シーケンス
グループではあるものの，事象発生初期の炉心損傷防止対策の設備容量に着目した。事象初期の事象進展が早く余裕時間が短い場合，崩壊熱が別紙 4−38高く原子炉注水に必要な設備容量が大きくなるため，ＴＢＷに至るおそれのある外部電源喪失及びサポート系喪失（直流電源故障）に起因する
事故シーケンスは，「b.

余裕時間の観点」と同様の考え方により「中」とした。
d.

代表性の観点ＴＢＷシーケンスの炉心損傷頻度は 4.8E-06／炉年程度であり，崩壊熱除去機能喪失の事故シーケンスグループの炉心損傷頻度（6.0E-05／
炉年）に対して 1％以上の寄与があるため，「中」とした。

別紙 4−4

9

表2
シーケンス

着眼点に基づく整理
着眼点

対応する主要な
炉心損傷防止対策

a

b

c

d

低

高

高

高

高

中

中

中

・格納容器圧力逃がし装置
ＴＷ

又は耐圧強化ベント

備考「過渡事象＋RHR 失敗」
における評価のとおり

・緊急用海水系
以下はＴＢＷに有効な対策
ＴＢＷ

・常設代替高圧電源装置

3．に記載のとおり＋残留熱除去系

表 2 に示すとおり，ＴＷとＴＢＷを区別した場合，審査ガイドに記載の着眼点の「高」の数はＴＷの方が多くなる。
また，2.で示したとおり，有効性を確認する主要な炉心損傷防止対策はＴ
ＢＷシーケンスに対しても有効となっており，「取水機能が喪失した場合」の有効性評価では，全交流動力電源喪失を仮定した評価を行うことでＴＢＷを包絡した評価を行っている。また，崩壊熱除去機能喪失への対策の有効性を確認する観点からは，非常用電源の喪失に伴い崩壊熱除去機能が喪失する
ＴＢＷシーケンスより，崩壊熱除去機能そのものが機能喪失するＴＷシーケ
ンスを想定して評価することが適切であると考える。
これらのことを考慮すると，崩壊熱除去機能喪失における重要事故シーケ
ンスはＴＢＷシーケンスに対する対策の有効性も確認可能なシーケンスを選定しており，選定した重要事故シーケンスは妥当なものと考えている。

別紙 4−510