東海第二発電所 審査資料
資料番号
PS-C-1 改 40
提出年月日
平成 29 年 8 月 28 日

東海第二発電所

重大事故等対策の有効性評価

平成 29 年 8 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：今回提出資料
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

原子炉格納容器の限界温度・圧力

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

2.4

3.

2.4.1

取水機能が喪失した場合

2.4.2

残留熱除去系が故障した場合

2.5

原子炉停止機能喪失

2.6

ＬＯＣＡ時注水機能喪失

2.7

格納容器バイパス（インターフェイスシステムＬＯＣＡ）

2.8

津波浸水による注水機能喪失

重大事故
3.1

4.

5.

崩壊熱除去機能喪失

雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）

3.1.1

格納容器破損モードの特徴，格納容器破損防止対策

3.1.2

代替循環冷却系を使用する場合

3.1.3

代替循環冷却系を使用しない場合

3.2

高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱

3.3

原子炉圧力容器外の溶融燃料−冷却材相互作用

3.4

水素燃焼

3.5

溶融炉心・コンクリート相互作用

使用済燃料プールにおける重大事故に至るおそれがある事故
4.1

想定事故１

4.2

想定事故２

運転停止中の原子炉における重大事故に至るおそれがある事故
5.1

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）

5.2

全交流動力電源喪失
目-2

性について
添付資料2.8.4

7日間における水源の対応について（津波浸水による注水機能喪失）

添付資料2.8.5

7日間における燃料の対応について（津波浸水による注水機能喪失）

添付資料2.8.6

常設代替交流電源設備の負荷（津波浸水による注水機能喪失）

添付資料3.1.2.1

炉心損傷及び原子炉圧力容器破損後の注水及び除熱の考え方について

添付資料3.1.2.2

原子炉水位不明時の対応について添付資料3.1.2.3

常設低圧代替注水ポンプの機能確保の妥当性について

添付資料3.1.2.4

原子炉建屋から大気中へ漏えいするＣｓ−137の漏えい量評価について

添付資料3.1.2.5

格納容器漏えい率の設定について

添付資料3.1.2.6

雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）における炉心の損傷状態及び損傷炉心の位置について

添付資料3.1.2.7

水の放射線分解を考慮した場合の格納容器過圧に対する影響について（雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器
過圧・過温破損））

添付資料3.1.2.8

格納容器雰囲気温度が格納容器の健全性に与える影響について（雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損））

添付資料3.1.2.9

安定状態について（代替循環冷却系を使用する場合）

添付資料3.1.2.10 格納容器内に存在するアルミニウム／亜鉛の反応により発生する水素の影響について
目-10

添付資料3.3.5

水蒸気爆発発生時のコリウムシールドへの影響

添付資料3.3.6

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価について（原子炉圧力容器外の溶融燃料−冷却材相互作用）

添付資料3.3.7

エントレインメント係数の圧力スパイクに対する影響

添付資料3.3.8

プラント損傷状態をＬＯＣＡとした場合の圧力スパイクへの影響

添付資料3.4.1

水の放射線分解の評価について

添付資料3.4.2

シビアアクシデント条件下で用いるＧ値の設定について

添付資料3.4.3

解析コード及び解析条件の不確かさの影響について

添付資料3.4.4

Ｇ値を設計基準事故ベースとした場合の評価結果への影響について

添付資料3.4.5

原子炉注水開始時間の評価結果への影響について

添付資料3.4.6

格納容器内における気体のミキシングについて

添付資料3.5.1

コリウムシールドを考慮した溶融炉心・コンクリート相互作
用による侵食量評価について

添付資料3.5.2

溶融炉心による熱影響評価について

添付資料3.5.3

溶融炉心の排水流路内での凝固停止評価について

添付資料3.5.4

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価について（溶融炉心・コンクリート相互作用）

添付資料4.1.1

使用済燃料プールの水位低下と遮蔽水位に関する評価について添付資料4.1.2

水遮蔽厚に対する貯蔵中の使用済燃料からの線量率の算出に
目-14

添付資料 3.1.2.1
炉心損傷及び原子炉圧力容器破損後の注水及び除熱の考え方について

炉心損傷後における重大事故等対処設備による注水や除熱の考え方を以下に示す。

1.

期待する重大事故等対処設備について
非常用炉心冷却系等の注水機能が喪失し炉心損傷に至った場合，
重 大 事 故 等 対 処 設 備 で あ る 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 下 部 注 水 系（ 常 設 ）及 び 代 替 循 環 冷
却系の機能に期待し，炉心損傷の進展防止及び格納容器破損防止を図る手順としている。これらの系統の主な特徴を第 1 表に示す。

第 1表

注水及び除熱手段の特徴（重大事故等対処設備）系統
低圧代替注水系（常設）
代替格納容器スプレイ
冷却系（常設）格納容器下部注水系
（常設）

注水先

ドライウェルペデスタル（ドライウェル部）
原子炉圧力容器

代替循環冷却系

ポンプ

水源

常設低圧代替
注水系ポンプ

代替淡水貯槽

代替循環冷却系ポンプ

サ プ レ ッ シ ョン・プール

原子炉圧力容器

ドライウェルサプレッション・プール

常 設 低 圧 代 替 注 水 系 ポ ン プ を 用 い た 系 統 は ,補 機 系 を 持 た な い 独
立した系統であり事故後早期に使用可能であるが，代替淡水貯槽を水源としており格納容器内へ外部から水を持ち込むため，継続して使用するとサプレッション・プール水位が上昇し，格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱の実施時期を早めることとなる※。
一方，代替循環冷却系は補機系の起動を要するため，常設低圧代

添付 3.1.2.1-11替注水系ポンプを用いた系統に比べて起動に時間を要するが，サプ
レッション・プールを水源としており外部からの水の持ち込みは生じない。
上 記 の 特 徴 を 踏 ま え ，事 象 発 生 初 期 の 原 子 炉 へ の 注 水 は 常 設 低 圧 代
替 注 水 系 ポ ン プ を 用 い た 系 統 を 使 用 す る こ と と し ,そ の 後 ，外 部 か らの水の持ち込みを抑制し，サプレッション・プール水位の上昇抑制
による格納容器ベントの遅延を図り，可能な限り外部への影響を軽減するため，代替循環冷却系が使用可能となった段階で代替循環冷
却系に切り替える手順とする。ただし，代替循環冷却系の運転時において，格納容器圧力・温度の上昇により追加の格納容器の冷却が必要な場合には，一時的に常設低圧代替注水系ポンプを用いた系統を使用する手順とする。
※：格納容器圧力逃がし装置におけるサプレッション・チェンバ側のベント配管の水没を防止する観点から，サプレッショ
ン ・ プ ー ル 水 位 が 通 常 水 位 ＋ 6.5m に 到 達 し た 時 点 で ， 外 部 水
源による水の持ち込みを制限した上で，格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱を実施する手順としている。

2.
(1)

炉心損傷及び原子炉圧力容器破損前後の注水及び除熱の考え方
常設低圧代替注水系ポンプを用いた系統
ａ．炉心損傷後の対応について
炉心損傷を判断した後は，補機系が不要であり短時間で注水が可能な低圧代替注水系（常設）により原子炉へ注水する手順としている。また，原子炉注水ができない場合においても，注
水手段の確保に努めることとしている。したがって，炉心損傷
添付 3.1.2.1-22

前後ともに原子炉注水を実施する対応方針に違いはないが，事象進展の違いによって以下の異なる手順となる。

①ＬＯＣＡ時に炉心が損傷した場合は，ヒートアップした炉心へ原子炉注水を実施することにより，炉内で発生する過熱蒸気がドライウェルに直接放出されドライウェル圧力及び雰囲
気温度が急上昇する。そこで，格納容器の健全性を確保する
た め に ， Ｌ Ｏ Ｃ Ａ の 判 断 （ ド ラ イ ウ ェ ル 圧 力 13.7kPa[gage]以上）及び炉心損傷の判断（設計基準事故における原子炉冷却 材 喪 失 時 の 追 加 放 出 量 に 相 当 す る 指 示 値 の 10 倍 以 上 ）に より，低圧代替注水系（常設）による原子炉注水操作と代替格
納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却操作（ドライウェルスプレイ）を同時に実施する。この場合，原子炉
注水により過熱蒸気が発生することから，先行して常設低圧
代替注水系ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却操作（ドライウェルスプレイ）を実施し，その後常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注
水系（常設）による原子炉注水操作を実施することで，ドラ
イウェルスプレイを実施している状態で原子炉へ注水する手順とする。
②ＬＯＣＡ時に炉心が損傷し原子炉注水が実施できない場合は，
いずれはリロケーションに伴う溶融炉心と原子炉圧力容器下部プレナム水との接触による発生蒸気がドライウェルに放出
され，ドライウェル圧力及び雰囲気温度が急上昇することを踏まえて，常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器
添付 3.1.2.1-33

スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却操作（ドライウェルスプレイ）を実施する手順とする。ただし，実際の操作としては，常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器
スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却操作（ドライウェルスプレイ）を実施後に常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水操作を実施することから，炉心損傷の判断後にドライウェルスプレイをする
手順は①と同様である。
ｂ．原子炉圧力容器破損前の対応について③ 通 常 運 転 時 か ら ペ デ ス タ ル （ ド ラ イ ウ ェ ル 部 ） 水 位 を 1m に 維
持 す る 構 造 と し て い る が ，炉 心 損 傷 判 断 後 は ，原 子 炉 圧 力 容 器
破 損 時 の 溶 融 炉 心 の 冷 却 を 考 慮 し ，格 納 容 器 下 部 水 位 を 確 実 に
1m 確 保 す る た め に 常 設 低 圧 代 替 注 水 系 ポ ン プ を 用 い た 格 納 容
器 下 部 注 水 系（ 常 設 ）に よ る 格 納 容 器 下 部 水 位 確 保 操 作 を 実 施する手順とする。
ｃ．原子炉圧力容器破損後短期の対応について④原子炉圧力容器破損を検知した後は，溶融炉心とペデスタル（ ド ラ イ ウ ェ ル 部 ）に 存 在 す る 水 と の 相 互 作 用 に よ り ，ド ラ イ
ウ ェ ル 圧 力 及 び 雰 囲 気 温 度 が 急 上 昇 す る た め ，原 子 炉 圧 力 容 器
破 損 を 判 断 し た 場 合 は ，常 設 低 圧 代 替 注 水 系 ポ ン プ を 用 い た 代
替 格 納 容 器 ス プ レ イ 冷 却 系（ 常 設 ）に よ る 格 納 容 器 冷 却 操 作（ ドライウェルスプレイ）を実施する手順とする。
⑤ ド ラ イ ウ ェ ル ス プ レ イ を 開 始 し た 後 は ，ペ デ ス タ ル（ ド ラ イ ウ
ェ ル 部 ）に 落 下 し た 溶 融 炉 心 の 冷 却 維 持 の た め ，常 設 低 圧 代 替
注 水 系 ポ ン プ を 用 い た 格 納 容 器 下 部 注 水 系（ 常 設 ）に よ る ペ デ
添付 3.1.2.1-4

4

スタル（ドライウェル部）注水操作を実施する手順とする。
ｄ．本系統の停止及び一時的な運転について⑥ 本 系 統 は 外 部 水 源 を 用 い た 手 段 で あ り ，本 系 統 の 運 転 継 続 に より サ プ レ ッ シ ョ ン・プ ー ル 水 位 が 上 昇 す る 。そ こ で ，格 納 容 器
圧力逃がし装置による格納容器除熱操作を遅延させる観点から ，本 系 統 に よ る 原 子 炉 注 水 操 作 や 格 納 容 器 冷 却 操 作（ ド ラ イ
ウ ェ ル ス プ レ イ ）を 停 止 し ，代 替 循 環 冷 却 系 に よ る 原 子 炉 注 水操 作 や 格 納 容 器 除 熱 操 作（ ド ラ イ ウ ェ ル ス プ レ イ ）を 実 施 す る 。
⑦ た だ し ，代 替 循 環 冷 却 系 に よ る 原 子 炉 注 水 操 作 や 格 納 容 器 除 熱操 作（ ド ラ イ ウ ェ ル ス プ レ イ ）を 実 施 す る 状 態 に お い て 格 納 容
器 圧 力 及 び 雰 囲 気 温 度 が 上 昇 す る 場 合 に は ，常 設 低 圧 代 替 注 水系 ポ ン プ を 用 い た 代 替 格 納 容 器 ス プ レ イ 冷 却 系（ 常 設 ）に よ る
格 納 容 器 冷 却 操 作（ ド ラ イ ウ ェ ル ス プ レ イ ）を 一 時 的 に 実 施 す
る手順とする。
(2)

代替循環冷却系⑧代替循環冷却系は残留熱除去系海水系又は緊急用海水系等の補機系の起動後に期待できる系統であり運転開始までに一定の 時 間 を 要 す る が ，内 部 水 源 で あ る た め 本 系 統 の 運 転 継 続 に より サ プ レ ッ シ ョ ン・プ ー ル 水 位 は 上 昇 し な い 。し た が っ て ，起動 が 可 能 と な っ た 時 点 で 本 系 統 を 運 転 開 始 す る 手 順 と し ，サ プ
レ ッ シ ョ ン・プ ー ル 水 位 の 上 昇 を 抑 制 し つ つ ，原 子 炉 注 水 操 作や 格 納 容 器 除 熱 操 作（ ド ラ イ ウ ェ ル ス プ レ イ ）を 実 施 す る こ とで ，損 傷 炉 心 の 冷 却 や 格 納 容 器 の 冷 却 及 び 除 熱 を 実 施 す る こ ととする。

添付 3.1.2.1-55

3.

各事象の対応の流れについて
炉心損傷に至る事象としては，起因事象がＬＯＣＡの場合と過渡事象の場合で事象進展が異なることが考えられる。また，初期に原子炉注水に成功する場合と成功しない場合においても，事象進展が異なることが考えられる。以上の事象進展の違いを踏まえ，事故対応の流れを第 1 図に示す。

添付 3.1.2.1-6

6

事象発生

ＬＯＣＡ

格納容器圧力が 13.7kPa[gage]に到達

格納容器圧力が 13.7kPa[gage]未満

過渡事象

成功

無

原子炉注水

炉心損傷
有

失敗

炉心損傷判断後
常設低圧による・Ｄ／Ｗスプレイ・ＲＰＶ注水炉心損傷防止対策の

炉心損傷防止対策の2.(1)ａ．①
2.(1)ａ．②

有効性評価にて確認

有効性評価にて確認【中小ＬＯＣＡ】【中小ＬＯＣＡ以外】

炉心損傷

失敗
評価対象となる格納容器破損モード
3.1

雰囲気圧力・温度による静的負荷
成功（格納容器過圧・過温破損）
3.4

評価対象となる格納容器破損モード

原子炉注水

水素燃焼

代替循環冷却系の代替循環冷却系の代替循環による

代替循環による・Ｄ／Ｗスプレイ・ＲＰＶ注水

運転可能時

運転可能時

運転可能時

2.(2)

⑧

2.(1)ｄ．⑥2.(2)2.(1)ｄ．⑥

常設低圧による

代替循環による・Ｄ／Ｗスプレイ⑧

代替循環冷却系の

2.(2)

3.2

高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱

3.3

原子炉圧力容器外の溶融燃料−冷却材相互作用

3.5

溶融炉心・コンクリート相互作用⑧

・Ｄ／Ｗスプレイ

常設低圧による・Ｄ／Ｗスプレイ停止

・Ｄ／Ｗスプレイ停止

上記操作完了後
常設低圧による・ペデスタル（ドライウェル部）

上記操作完了後

上記操作完了後

常設低圧による

常設低圧による・ペデスタル（ドライウェル部）

2.(1)ｂ．③
2.(1)ｂ．③

・ペデスタル（ドライウェル部） 2.(1)ｂ．③
への注水

への注水

への注水

リロケーション時

格納容器圧力及び雰囲気温度の上昇時
常設低圧による

常設低圧による
2.(1)ｄ．⑦

2.(1)ｄ．⑦

・Ｄ／Ｗスプレイ（一時的）・Ｄ／Ｗスプレイ（一時的)

ＲＰＶ破損

ＲＰＶ破損

ＲＰＶ破損判断後

ＲＰＶ破損判断後
常設低圧による

常設低圧による
2.(1)ｃ．④

・Ｄ／Ｗスプレイ・Ｄ／Ｗスプレイ

2.(1)ｃ．④

2.(1)ｃ．⑤・ペデスタル（ドライウェル部）

・ペデスタル（ドライウェル部）

2.(1)ｃ．⑤

への注水

への注水

ドライウェル圧力及び雰囲気温
ドライウェル圧力及び雰囲気温度が下降傾向に転じた場合

度が下降傾向に転じた場合
代替循環による・Ｄ／Ｗスプレイ2.(2)⑧2.(1)ｄ．⑥

・ＲＰＶ注水※代替循環による・Ｄ／Ｗスプレイ・ＲＰＶ注水※2.(2)⑧2.(1)ｄ．⑥

常設低圧による・Ｄ／Ｗスプレイ停止

常設低圧による※
原子炉注水に失敗するシーケンスである

・Ｄ／Ｗスプレイ停止

が，ＲＰＶ破損後に原子炉注水が可能な状【凡例】

格納容器圧力及び格納容器圧力及び態であれば，ＲＰＶ内の放射性物質による

常設低圧：常設低圧代替注水系ポンプ

雰囲気温度の上昇時

雰囲気温度の上昇時加熱等を防止する観点から原子炉注水を代替循環：代替循環冷却系ポンプ「2.(1)ａ．①」等は，前頁までの章番号に対応

常設低圧による
2.(1)ｄ．⑦

・Ｄ／Ｗスプレイ・Ｄ／Ｗスプレイ

（一時的）

（一時的）

第1図

行う

常設低圧による
2.(1)ｄ．⑦

事故対応の流れ添付 3.1.2.1-77別紙１
中央制御室での運転員操作について

1.

はじめに
重 大 事 故 等 発 生 時 に お い て ， 運 転 員 は 中 央 制 御 室 に 配
置す る 制 御 盤 に よ っ て ， 常 設 重 大 事 故 等 対 処 設 備 の 操 作
を実 施 す る 。 以 下 ， 中 央 制 御 室 の 制 御 盤 の 配 置 等 の 考 え方及び運転員の操作分担について示す。

2.

対応操作を踏まえた制御盤の配置と作業分担について
常 設 重 大 事 故 等 対 処 設 備 の 操 作 の た め ,中 央 制 御 室 に常設代替高圧電源装置遠隔操作盤，高圧代替注水系制御
盤及びＳＡ監視操作盤を配置する。第 1 図に中央制御室に お け る 制 御 盤 の 配 置 図 ，第 1 表 に 制 御 盤 の 概 要 を 示 す 。
事象発生からの運転員対応として以下の流れを想定しており，常設重大事故等対処設備の操作は②，③にて実施している。運転員Ａについては主に原子炉側に関連する操作，運転員Ｂについては主に電源関連，主制御盤での操作を担当する。
①事象発生直後のプラント状況の把握や非常用電源確保等の操作（運転員Ａ，運転員Ｂ）②高圧代替注水系の起動（運転員Ａ）及び常設代替高圧
電源装置の起動（運転員Ｂ）③ＳＡ監視操作盤を用いた操作・監視（運転員Ａ）及びその他の制御盤を用いた操作・監視（運転員Ｂ）
添付 3.1.2.1-88

②の高圧代替注水系の起動及び常設代替高圧電源装置の起動については，①により非常用電源の確保や原子炉注水の確保ができないことが確認された場合には，炉心損 傷 防 止 の た め 速 や か に 実 施 す る 必 要 が あ る こ と か ら ，2名の運転員がそれぞれの起動操作をお互いに干渉しない
よう，それぞれの盤を独立して配置している。
また，③については，②により高圧代替注水系制御盤
での操作が完了（起動できなかった場合を含む）した運転員Ａが，引続き原子炉注水操作等の原子炉側の操作を継続するために，ＳＡ監視操作盤により操作・監視を対応することとしている。ＳＡ監視操作盤は，タッチパネ
ルから複数の系統の監視・操作を集中的に行うことが可能であり，運転員Ｂによる操作・監視と干渉しないよう独立した盤としている。③における運転員Ｂの操作については，②により常設代替高圧電源装置を起動した後，ＳＡ監視操作盤以外の盤の操作・監視を行うことを想定している。第 2 表に制御盤操作の流れを示す。

添付 3.1.2.1-9

9

第 1 図中央制御室における制御盤の配置図
添付 3.1.2.1-10

10

第 1 表制御盤の設置目的

制 御 盤

設 置 目 的外 部 電 源 喪 失 時 に 早 期 に 緊 急 用 母
線 へ の 給 電 を 実 施 す る た め ，中 央 制
御 室 に よ り 常 設 代 替 高 圧 電 源 装 置の 遠 隔 起 動 及 び 監 視 を 可 能 に す る
原 子 炉 隔 離 時 冷 却 系 及 び 高 圧 炉 心
ス プ レ イ 系 が 起 動 で き な い 場 合 ，早急 に 高 圧 代 替 注 水 系 を 起 動 さ せ る
た め ，中 央 制 御 室 で の 遠 隔 起 動 及 び
監 視 を 可 能 に す る
重 大 事 故 等 発 生 時 に ，上 記 以 外 の 常
設 重 大 事 故 等 対 処 設 備 の 監 視 及 び
操 作 を 中 央 制 御 室 で 行 う こ と を 可
能 に す る

常 設 代 替 高 圧 電 源 装 置 遠
隔 操 作 盤

高 圧 代 替 注 水 系 制 御 盤

Ｓ Ａ 監 視 操 作 盤

第 2 表

制御盤操作の流れ

運転員Ａ

運転員Ｂ

プ ラ ン ト 状 況 の 把 握 ，
非 常 用 電 源 確 保 等 の 操 作（ 主 制 御 盤 ）プ ラ ン ト 状 況 の 把 握 ，
非 常 用 電 源 確 保 等 の 操 作（ 主 制 御 盤 ）（ 移 動 ）

（ 移 動 ）

高 圧 代 替 注 水 系 の 起 動（ 高 圧 代 替 注 水 系 制 御 盤 ）常 設 代 替 高 圧 電 源 装 置 の 起 動（ 常 設 代 替 高 圧 電 源 装 置 遠 隔 操
作 盤 ）（ 移 動 ）

（ 移 動 ）Ｓ Ａ 監 視 操 作 盤 を 使 っ た 操 作
及 び 監 視（ Ｓ Ａ 監 視 操 作 盤 ）Ｓ Ａ 監 視 操 作 盤 以 外 の 制 御 盤 での 操 作

添付 3.1.2.1-11

11

3.

各操作盤の仕様等について(1) 常 設 代 替 高 圧 電 源 装 置 遠 隔 操 作 盤
a.仕 様
タッチパネル式の操作画面を設置しており，常設代替高圧電源装置の遠隔起動操作及び運転状態の監視が可能な設計としている。第 2 図に常設代替高圧電源装
置遠隔操作盤の外観図を示す。
b.操 作 可 能 な 設 備・常設代替高圧電源装置
c.操 作 方 法
タッチパネル式の操作画面を操作することにより，上記の設備の運転操作及び機器状態の監視を行う。

タ ッ チ パ ネ ル 式 の 操 作 画 面 を
操 作 す る こ と に よ り 運 転 操 作
及 び 機 器 状 態 の 監 視 を 行 う 。

第 2 図

常設代替高圧電源装置遠隔操作盤（イメージ図）
添付 3.1.2.1-12

12

(2) 高 圧 代 替 注 水 系 制 御 盤
a.仕 様
盤 前 面 に ハ ー ド の 指 示 計 ，操 作 器 等 を 設 置 し て お り ，
高圧代替注水設備の遠隔操作が可能な設計としている。
第 3 図に高圧代替注水系制御盤のイメージ図を示す。
b.操 作 可 能 な 設 備
・高圧代替注水設備
c.操 作 方 法
ハード操作器の操作により，高圧代替注水系の運転操作を行う。指示計等をミミック表示とすることにより，系統の運転状態の把握が容易に行える設計とする

ミ ミ ッ ク 表 示 の 指 示 計 に よ り ，系 統 の 運 転 状 態 を 把 握 す る

ハ ー ド 操 作 器 の 操 作 に よ り ，
高 圧 代 替 注 水 設 備 の 運 転 操 作
を 行 う

第 3 図

高圧代替注水系制御盤（イメージ図）

添付 3.1.2.1-13

13

(3) Ｓ Ａ 監 視 操 作 盤
a.仕 様
事故対応時の並行操作に対し容易に監視・操作ができるように，タッチパネル式の監視操作画面を 2 面設置している。常設代替高圧電源装置及び高圧代替注水
系以外の常設重大事故等対処設備の遠隔操作及び運転状態の監視が可能な設計としている。第 3 図にＳＡ監
視 操 作 盤 ，第 4 図 に 監 視 操 作 画 面 の イ メ ー ジ 図 を 示 す 。
b.主 な 操 作 可 能 な 設 備
・低圧代替注水系（常設）・代替格納容器スプレイ冷却系（常設）・格納容器下部注水系（常設）
・代替燃料プール注水系
・緊急用海水系・代替循環冷却系
・格納容器圧力逃がし装置
・耐圧強化ベント系
・水素濃度及び酸素濃度監視設備
・ サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル ｐ Ｈ 制 御 装 置（ 自 主 設 備 ）c.操 作 方 法
2 面のタッチパネルの操作により，上記の設備の運転操作を行う。監視用の画面を用いてプラントパラメ
ータを監視し，操作用の画面で個別の系統を表示して操作を行う。誤操作防止等の観点から以下を考慮した設計とする。
添付 3.1.2.1-14

14

・2 画面で同一機器の異なった操作ができないように，1 画面の機器を操作している場合はもう１画
面で同一機器操作を行えない設計とする。
・タッチ領域は枠などを表示することにより，その領域がタッチ領域であることを明確にする。
・タッチを受け付けたことを示す打ち返し表示を行う。また，打ち返し表示は運転員の認知的特性に対して長すぎない時間内に行う。
・プラント設備の操作に係るタッチ領域には，タッチミスが発生しないような大きさ及び間隔を確保する。
・一貫したタッチ方式を用いる。
・タッチ操作器の呼び出しによって表示される制御器及び操作器の数は１つとする。
・画面上に予め制御器及び操作器を配置しておく場
合には，タッチ領域の大きさ及びタッチ領域間の距離を考慮し，大きさ及び間隔を確保し制御器及び操作器を配置する。

添付 3.1.2.1-15

15

監 視 用 の 画 面 を 用 いて プ ラ ン ト パ ラ メ ー
タ を 監 視 す る 。

操 作 用 の 画 面 で 個 別の 系 統 を 表 示 し て 操
作 を 行 う第 3 図ＳＡ監視操作盤（イメージ図）

第 4 図

監視操作画面（イメージ図）

添付 3.1.2.1-16

16

別紙 2
並行操作の対応について

1.

はじめに
炉心 損傷 後 のマネジ メン ト について は， 炉 心損傷の進
展緩和 のた めの 低圧代 替注 水系 （常設 ）に よる 原子炉 注
水操作 ，格 納容 器圧力 及び 雰囲 気温度 の抑 制の ための 代
替格納 容器 スプ レイ冷 却系 （常 設）に よる 格納 容器冷 却
操作， 落下 後の 溶融炉 心を 冷却 するた めの 格納 容器下 部
注水系 （常 設） による 溶融 炉心 への注 水操 作な ど，複 数の操作 を並 行し て実施 する 必要 がある 。操 作の 成立性 の観点から，並行して実施する操作について整理する。

2.

操作の整理

2.1

考え方
主 な重 大 事故等対 処設 備 の操作に つい て は，中央制
御室 に設 置し た ＳＡ 監視 操作 盤 によ って 操作 を 行う。
ＳＡ 監視 操作 盤 で実 施す る操 作 につ いて は， 代 替循環
冷却 系に よる 原 子炉 注水 操作 の よう に一 定の 流 量で操作開始 しそ の後 の状態 監視 を継 続的に 実施 する ものと，
格 納 容 器 圧 力 が 465kPa[gage]到 達 時 点 で 実 施 す る 低 圧
代替 注水 系ポ ン プを 用い た代 替 格納 容器 スプ レ イ冷却
系に よる 格納 容 器冷 却操 作の よ うに ，あ る制 御 範囲に
おい て間 欠的 に 操作 を実 施す る もの （間 欠操 作 ）がある。
添付 3.1.2.1-1717

状 態監 視 を継続的 に実 施 している 際に は ，２画面あるＳ Ａ監 視操 作 盤の １画 面で 状 態を 監視 し， も う１画
面で 操作 を行 う こと によ り， 間 欠操 作が 必要 な 場合にも容 易に 対応 可 能で ある 。し か し， 間欠 的な 操 作を実
施中 に並 行操 作 の必 要が 生じ た 場合 ，時 間余 裕 のない
操作 が含 まれ て いる とプ ラン ト に対 して 悪影 響 が出る
可 能 性 が あ る こ と か ら ，間 欠 的 な 操 作 を 整 理 し た 上 で ，その 際に 並行 操 作と なり 得る 操 作に つい て成 立 性を確
認する。

2.2

並行操作の整理
炉 心損 傷 後の対応 操作 と して，並 行操 作 となるものを以下に示す。以下のケースにおける運転Ａ及び運転員Ｂの作業と所要時間について，第 1 図から第 3 図に示す。

・「 3 . 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）

3.1.3

代替循環冷却系を使用しない場合」

運転員Ａによる以下の①の間欠操作の期間において，運転員Ａによるその他の操作として，

常設低圧代替注

水 系 ポ ン プ を 用 い た 格 納 容 器 下 部 注 水 系（ 常 設 ）に よ る
格納容器下部水位確保操作，

監視設備の起動操作

サ プ レ ッ シ ョ ン・プ ー ル ｐ

Ｈ制御装置

及び

水素濃度及び酸素濃度

が 存 在 す る （ ケ ー ス Ａ ）。

ま た ，運 転 員 Ａ に よ る 以 下 の ① ② の 間 欠 操 作 に つ い て
重 な る 期 間 が 存 在 す る 。ま た ，こ の 重 な る 期 間 に お い て ，
添付 3.1.2.1-1818

運転員Ａによるその他の操作として，が し 装 置 に よ る 格 納 容 器 除 熱 準 備
ベント準備（系統構成）

格納容器圧力逃の う ち

格 納 容 器が 存 在 す る 。（ ケ ー ス Ｂ ）① 常設 低 圧代替注 水系 ポ ンプを用 いた 低 圧代替注水系 （ 常 設 ） に よ る 原 子 炉 注 水 操 作 （ 事 象 発 生 12 時
間 ま で は 崩 壊 熱 の 変 化 が 大 き い た め ，6 時 間 間 隔 で
注 水 量 を 変 更 す る が ， 12 時 間 以 降 に お い て は ， 12
時間以上の時間間隔で流量調整を実施する）② 常設 低 圧代替注 水系 ポ ンプを用 いた 代 替格納容器
スプ レ イ 冷却 系 （常 設 ） によ る 格納 容 器 冷却 操 作（ 400kPa[gage]到 達 で 格 納 容 器 ス プ レ イ 停 止 ： ②− １ ， 465kPa[gage] 到 達 で 格 納 容 器 ス プ レ イ 開
始：②−２）
・「 3 . 2

高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」

以 下 の ③ の 操 作 が 長 期 間 必 要 で ，運 転 員 Ａ の 負 荷 が 大
き い ケ ー ス（ 原 子 炉 圧 力 容 器 破 損 後 も 原 子 炉 注 水 を 考 慮
し な い 場 合 。 添 付 資 料 3 . 2 . 1 0 参 照 。） を 対 象 と す る 。 この 場 合 ，運 転 員 Ａ に よ る 以 下 の ② ③ の 間 欠 操 作 に つ い て ，重 な る 期 間 が 存 在 す る 。ま た ，こ の 重 な る 期 間 に お い て ，
運転員Ａによるその他の操作は存在しない。
（ケ ー ス Ｃ ）② 常設 低 圧代替注 水系 ポ ンプを用 いた 代 替格納容器
スプ レ イ 冷却 系 （常 設 ） によ る 格納 容 器 圧力 制 御
操 作 （ 400kPa[gage] 到 達 で 格 納 容 器 ス プ レ イ 停
止 ： ② − １ ， 465kPa[gage]到 達 で 格 納 容 器 ス プ レ
イ開始：②−２）
添付 3.1.2.1-19

19

③ 常設 低 圧代替注 水系 ポ ンプを用 いた 格 納容器下部
注 水 系 に よ る 溶 融 炉 心 へ の 注 水 操 作（ 2 . 2 5 m 到 達 で
注 水 開 始：③ − １ ，2 . 7 5 m 到 達 で 注 水 停 止：③ − ２ ）2.3

並行操作と影響の整理
2.2 で 記 載 し た 各 操 作 の 優 先 度 の 考 え 方 に つ い て 以
下に 示す 。並 行 操作 が生 じた 場 合に は， 基本 的 には最初に 操作 基準 に 到達 した 操作 を 優先 する が， 時 間余裕の観 点で 優先 度 が高 い③ −１ 及 び② −２ の操 作 については操 作基 準の 到達に より 警報 を発報 させ る設 計とし，
警報 発報 時に は 当該 操作 を優 先 して 実施 する こ ととす
る。

優先度最高

格 納 容 器 下 部 水 位 が 2 . 2 5 m（ 下 限 水 位 ）に 到
達 し た 場 合 の 溶 融 炉 心 へ の 注 水 操 作 （ ③ −１）

全 量の 溶 融炉心が ペデ ス タル（ド ライ ウ ェル部）に落 下 し た 場 合 の 堆 積 高 さ は 1.9m 未 満 で あ り（ 添 付 資 料
3 . 2 . 1 3 参 照 ），溶 融 炉 心 の 露 出 に は 0 . 3 m 以 上 蒸 発 す る
必 要 が あ る が ， 時 間 余 裕 と し て は 10 分 未 満 で あ る （ 解析 に お い て 0.5m 水 位 低 下 す る ま で の 最 短 時 間 が 約 10分間である）。
優先度高格 納 容 器 圧 力 が 465kPa[gage]に 到 達 し た 場 合の格納容器スプレイ開始操作（②−２）

格 納 容 器 圧 力 が 465kPa[gage]に 到 達 し ， 格 納 容 器 冷
却の 開始 操作 の タイ ミン グが 遅 れた 場合 ，格 納 容器最添付 3.1.2.1-2020

高 使 用 圧 力 の 2 倍 （ 0.62MPa [gage]） に 到 達 す る ま での 時 間 余 裕 は 約 3 0 分 で あ り ，比 較 的 時 間 余 裕 が 少 な い 。
優先しない操作原 子 炉 注 水 操 作 （ 流 量 調 整 ）（ ① ）流 量調 整 操作が遅 れた 場 合でも原 子炉 注 水は継続される ため ，操 作 のタ イミ ング が 遅く なる こと に よるプ
ラント挙動に及ぼす影響は小さい。
格 納 容 器 圧 力 が 400kPa[gage]に 到 達 し た 場 合 の 格 納 容器スプレイ停止操作（②−２）
停 止 操 作 が 遅 れ た 場 合 で も 格 納 容 器 圧 力 が400kPa[gage]未 満 に 低 下 す る の み で あ り ， 操 作 の タ イ
ミン グが 遅く な るこ とに よる プ ラン ト挙 動に 及 ぼす影
響は小さい。
格 納 容 器 下 部 水 位 が 2 . 7 5 m（ 上 限 水 位 ） に 到 達 し た 場 合の溶融炉心への注水停止操作（③−２）
停 止 操 作 が 遅 れ た 場 合 で も 格 納 容 器 下 部 水 位 は 約
2 . 7 5 m 以 上 に は 上 昇 せ ず ，余 分 な 水 は ド ラ イ ウ ェ ル を 介
して サプ レッ シ ョン ・プ ール に 移行 する のみ で あり，
操作 のタ イミ ン グが 遅く なる こ とに よる プラ ン ト挙動に及ぼす影響は小さい。
その他の操作
そ の 他 の

常 設 低 圧 代 替 注 水 系 ポ ン プ を 用 い た 格

納容 器下 部注 水 系（ 常設 ）に よ る格 納容 器下 部 水位確
保操 作

等の 操 作は ，操 作が 必 要な タイ ミン グ まで時間余 裕が ある こ とか ら， 操作 の タイ ミン グが 遅 くなる
添付 3.1.2.1-21

21

ことによるプラント挙動に及ぼす影響は小さい。

次 に ，2 . 2 で ま と め た 各 ケ ー ス の 並 行 操 作 の 成 立 性 について以下に示す。
ケースＡ
添 付 資 料 3 . 1 . 3 . 2 に 示 す と お り ① の 操 作 は ，事 象 発 生
後 1 2 時 間 ま で は 6 時 間 間 隔 ，事 象 発 生 後 1 2 時 間 以 降 は
12 時 間 以 上 の 間 隔 と す る 。 こ の た め ，

常設低圧代替注 水 系 ポ ン プ を 用 い た 格 納 容 器 下 部 注 水 系（ 常 設 ）に よる格納容器下部水位確保操作，

度監視設備の起動操作

サ プ レ ッ シ ョ ン・プ ー ル

ｐ Ｈ 制 御 装 置

及び水素濃度及び酸素濃は ① の 操 作 と 異 な る タ イ ミ ン グ で の 操作となり，操作の成立性に問題はない。
ケースＢ① の 操 作 は ， 事 象 発 生 後 12 時 間 ま で は 6 時 間 間 隔 ，事 象 発 生 後 12 時 間 以 降 は 12 時 間 以 上 の 間 隔 と す る た め ，②の操作及び

格 納 容 器 ベ ン ト 準 備（ 系 統 構 成 ）と並行 す る こ と は 考 え に く い 。仮 に 優 先 度 高 で あ る ② − ２ の操 作 を 含 む 全 て の 操 作 が 並 行 し た 場 合 ，② − ２ の 操 作 を
優 先 し ， そ の 他 の ① の 操 作 及 び（系統構成）

格 納 容 器 ベ ン ト 準 備を そ の 後 実 施 す る こ と で ，操 作 の 成 立 性に問題はない。
ケースＣ
格 納 容 器 下 部 水 位 が 2 . 2 5 m（ 下 限 水 位 ） に 到 達 し た 場
合 の 溶 融 炉 心 へ の 注 水 操 作（ ③ − １ ），次 に 格 納 容 器 圧
添付 3.1.2.1-22

22

力が

465kPa[gage]に 到 達 し た 場 合 の 格 納 容 器 ス プ レ イ

開 始 操 作（ ② − ２ ）を 優 先 し て 対 応 し ，② − １ や ③ − ２の 操 作 の 優 先 度 を 下 げ て 対 応 す る こ と で ，時 間 余 裕 は 確
保され，操作の成立性に問題はない。
な お ，② の 操 作 に つ い て ，解 析 上 の 最 も 早 い 操 作 間 隔
は格納容器圧力400kPa[gage]到 達 に よ り 格 納 容 器 冷 却

操作を停止してから

465kPa[gage]到 達 で 再 開 す る ま での 約 6 分 間 と な る が ，実 運 用 上 は ス プ レ イ 流 量 を 調 整 す
る こ と で 可 能 な 限 り 連 続 ス プ レ イ す る 手 順 と し ，並 行 した 操 作 を 極 力 減 ら す こ と と す る 。ま た ，③ の 操 作 に つ いて ， 解 析 上 の 最 も 早 い 操 作 間 隔 は 格 納 容 器 下 部 水 位
2.75m で 溶 融 炉 心 へ の 注 水 を 停 止 し て か ら 2.25m 到 達 によ り 再 開 す る ま で の 約 10 分 間 と な る が ， 実 運 用 上 で は
崩 壊 熱 相 当 の 注 水 量 に 変 更 す る こ と で 可 能 な 限 り 連 続
注 水 す る 手 順 と し ，並 行 し た 操 作 を 極 力 減 ら す こ と と す
る。

3.

まとめ
炉心 損傷 後 の操作に つい て ，並行操 作と な り得る操作につい て整 理し その影 響を 評価 した。 その 結果 ，いず れのケー スに おい ても， 操作 の成 立性に 問題 はな いこと を確認した。

添付 3.1.2.1-2323

経過時間（分）
10

20

30

40

50

60

70

25 分 格納容器冷却及び原子炉注水開始
操作項目

操作者

操作の内容

常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却操作
及び低圧代替注水系（常設）による原子炉注水操作

運転員Ａ●常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器スプレイ
冷却系（常設）による格納容器冷却及び低圧代替注水系（常設）による原子炉注水操作

常設低圧代替注水系ポンプを用いた格納容器下部注水系（常設）による格納容器下部水位確保操作

運転員Ａ

水素濃度及び酸素濃度監視設備の
起動操作

運転員Ａ

●水素濃度及び酸素濃度監視設備の起動操作

サプレッション・プールpH制御装置による薬液注入操作

運転員Ａ●サプレッション・プール pH 制御装置による薬液注入操作

6分

80

100

110

120

130

140

備考

150

65 分 原子炉水位レベル０以上判断

原子炉注水及び格納容器冷却開始後，適宜状態監視●常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水流量調整操作

6分●非常用母線からの負荷切替操作

4分

解析上では，事象発生12時間までは6時間間隔で注水量を変更
し，12時間以降においては12時間以上の間隔で流量調整を実施
する

流量調整後（崩壊熱相当），適宜状態監視

解析上考慮しない●常設低圧代替注水系ポンプを用いた格納容器下部注水系（常設）による格納容器下部水位の調整操作

第1図

90

15 分

水位調整後，適宜状態監視
8分

適宜,格納容器内酸素及水素濃度の監視

通常運転時は外部電源で常時暖気状態であり，交流電源喪失時は代替交流電源設備により緊急用母線受電後，暖気が自動的に開始される
解析上考慮しない

15 分

ケースＡにおける作業と所要時間（雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却系を使用しない場合））

経過時間（時間）
4

操作項目

約 3.9 時間

操作の内容

操作者

8

12

16

20

約 16 時間

格納容器圧力 465kPa[gage]到達

24

格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱準備

運転員Ａ●常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水流量調整操作

運転員Ａ●常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷
却系（常設）による格納容器冷却操作

運転員Ａ●格納容器ベント準備（系統構成）

第2図

40

44

備考

46

サプレッション・プール水位通常水位＋5.5m 到達
約 19 時間

常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水操作
常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却操作

28

サプレッション・プール水位通常水位＋6.5m 到達
解析上では，事象発生12時間までは6時間間隔で注水量を変更し，12時間以降においては12時間以上の間隔で流量調整を実施する

流量調整後（崩壊熱相当），適宜状態監視

解析上では，約6分以上の間隔で格納容器圧力が変動するが，実運用上ではスプレイ流量を調整することで可能な限り連続スプレイする手順とし，並行した操作を極力減らすこととする

間欠スプレイにより格納容器圧力を 400kPa から 465kPa の間に維持
5分

ケースＢにおける作業と所要時間（雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却系を使用しない場合））

経過時間（時間）
1

操作項目

操作者

2

3

4

5

約 2.7 時間
原子炉圧力容器温度（下鏡部）
が 300℃到達

操作の内容

約 4.5 時間
原子炉圧力容器破損

破損判断パラメータ（格納容器下部水温）の継続監視

原子炉圧力容器破損の判断

運転員Ａ●原子炉圧力容器破損の判断●溶融炉心の堆積量確認

常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器スプレイ
冷却系（常設）による格納容器
冷却操作

運転員Ａ

●常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却操作（原子炉圧力容器破損後）1分

常設低圧代替注水系ポンプを用いた格納容器下部注水系（常設）による溶融炉心への注水操
作

運転員Ａ●常設低圧代替注水系ポンプを用いた格納容器下部注水系（常設）によるペデスタル（ドライウェル部）注水・水位制御操作

1分

常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器スプレイ
冷却系（常設）による格納容器
圧力制御操作運転員Ａ●常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器圧力制御操作

25

124

備考

格納容器圧力低下から 30 分後5分

適宜状態監視注水開始後，水位制御を継続

適宜実施

第3図

167

解析上では，約10分以上の間隔でペデスタル水位が変動するが，実運用上では崩壊熱相当の注水量に変更することで可能な限り連続注水する手順とし，並行した操作を極力減らすこととする。
解析上では，約6分以上の間隔で格納容器圧力が変動するが，実運用上ではスプレイ流量を調整することで可能な限り連続スプ
レイする手順とし，並行した操作を極力減らすこととする

ケースＣにおける作業と所要時間（高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱）

添付 3.1.2.1-24

24

3.5

溶融炉心・コンクリート相互作用

3.5.1

格納容器破損モードの特徴，格納容器破損防止対策(1)

格納容器破損モード内のプラント損傷状態
格納容器破損モード「溶融炉心・コンクリート相互作用」に至る可能性のあるプラント損傷状態は，「1.2 評価対象の整理及び評価項目の設定」に示すとおり，ＴＱＵＶ，ＴＱＵＸ，長期ＴＢ，ＴＢＵ，ＴＢＰ，ＴＢＤ
及びＬＯＣＡである。

(2)

格納容器破損モードの特徴及び格納容器破損防止対策の基本的考え方
格納容器破損モード「溶融炉心・コンクリート相互作用」では，発電用原子炉の運転中に異常な過渡変化，原子炉冷却材喪失事故（ＬＯＣＡ）又は全交流動力電源喪失が発生するとともに，非常用炉心冷却系等の安全機能の喪失が重畳する。このため，緩和措置がとられない場合には，原子炉
圧力容器内の溶融炉心が格納容器へ流れ出し，溶融炉心からの崩壊熱や化学反応等によって，ペデスタル（ドライウェル部）のコンクリートが侵食され，格納容器の構造部材の支持機能を喪失し，格納容器の破損に至る。
したがって，本格納容器破損モードでは，ペデスタル（ドライウェル部）にコリウムシールドを設置した上で，原子炉圧力容器の下部から溶融炉心が落下するまでに，ペデスタル（ドライウェル部）に溶融炉心の冷却に十分な水位及び水量を確保し，また，溶融炉心の落下後は，溶融炉心への注水によって溶融炉心を冷却することにより，溶融炉心・コンクリート相互作用による水素ガス発生を抑制するとともに格納容器の破損を防止する。
また，長期的には，最終的な熱の逃がし場へ熱の輸送を行うことにより，格納容器の破損を防止する。
さらに，格納容器内における水素燃焼を防止するため，格納容器内の水
3.5-1

25

素濃度及び酸素濃度が可燃領域に至るまでに，格納容器内へ窒素供給することによって，格納容器の破損を防止する。
本格納容器破損モードに対する有効性を評価するためには，原子炉圧力容器が破損した時点及びその後のプラント状態を評価する必要があることから，原子炉圧力容器破損までは原子炉への注水を考慮しないものとする。
一方，本格納容器破損モードに対しては，原子炉圧力容器破損後の格納容器破損防止のための重大事故等対策の有効性についても評価するため，原
子炉圧力容器破損後は重大事故等対策に係る手順に基づきプラント状態を評価することとする。したがって本評価では，原子炉圧力容器破損後も原
子炉圧力容器内に残存する放射性物質の冷却のために原子炉に注水する対策及び手順を整備することから，これを考慮した有効性評価を実施することとする。また，原子炉圧力容器破損後の原子炉注水を考慮しない場合の影響について評価することとする。

(3)

格納容器破損防止対策
格納容器破損モード「溶融炉心・コンクリート相互作用」で想定される
事故シーケンスに対して，ペデスタル（ドライウェル部）のコンクリートの侵食による原子炉圧力容器の支持機能喪失を防止するため，常設低圧代
替注水系ポンプを用いた格納容器下部注水系（常設）による格納容器下部
水位確保手段及び溶融炉心への注水手段を整備する。また，溶融炉心によるペデスタル（ドライウェル部）のコンクリートの侵食を抑制し，格納容器の構造部材の支持機能の健全性を確保するために，ペデスタル（ドライウェル部）にコリウムシールドを設置する。
また，原子炉圧力容器破損後の格納容器圧力及び温度の上昇を抑制する観点から，常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却
3.5-2

26

系（常設）による格納容器冷却手段，緊急用海水系による海水通水手段及び代替循環冷却系による格納容器除熱手段並びに格納容器圧力逃がし装置
による格納容器除熱手段を整備する。
本格納容器破損モードの防止及びその他の対応を含めた一連の重大事故等対策の概要は，「3.2 高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」の3.2.1(3)と同様である。対策の概略系統図及び対応手順の概要は「3.2 高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」に示す第 3.2-1 図及び第 3.2-2図である。また，重大事故等対策の手順と設備との関係は，「3.2 高圧溶
融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」に示す第 3.2-1 表である。

3.5.2

格納容器破損防止対策の有効性評価(1)

有効性評価の方法
本格納容器破損モードを評価する上で選定した評価事故シーケンスは，「1.2 評価対象の整理及び評価項目の設定」に示すとおり，プラント損傷
状態をＴＱＵＶとし，逃がし安全弁再閉失敗を含まない，「過渡事象＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗＋損傷炉心冷却失敗＋デブリ冷却失敗（ペデスタル）」である。
1.2.2.1(3)に示すとおり，プラント損傷状態の選定では，ＬＯＣＡとＴＱＵＶを比較し，事象緩和のための対応操作の観点で大きな差異はないこと，原子炉圧力容器外の溶融燃料−冷却材相互作用と溶融炉心・コンクリ
ート相互作用は原子炉圧力容器破損後に生ずる一連の物理現象であることから，「3.3 原子炉圧力容器外の溶融燃料−冷却材相互作用」と同じプラント損傷状態を選定し一連のプラント挙動を確認することを考慮し，ＴＱ
ＵＶを選定した。
また，本評価事故シーケンスにおいては，電源の復旧，注水機能の確保
3.5-3

27

等，必要となる事故対処設備が多く，格納容器への注水・除熱を実施するまでの対応時間を厳しく評価する観点から，全交流動力電源喪失の重畳を考慮する。
なお，本評価事故シーケンスは，「3.2 高圧溶融物放出／格納容器雰囲
気直接加熱」及び「3.3 原子炉圧力容器外の溶融燃料−冷却材相互作用」
において有効性を評価したシーケンスと同様のシーケンスである。本格納容器破損モード及び「3.3 原子炉圧力容器外の溶融燃料−冷却材相互作用」
ではプラント損傷状態をＴＱＵＶとし，「3.2 高圧溶融物放出／格納容器
雰囲気直接加熱」ではプラント損傷状態をＴＱＵＸとしており，異なるプ
ラント損傷状態を選定している。しかしながら，どちらのプラント損傷状態であっても原子炉水位が燃料有効長底部から燃料有効長の 20％上の位置に到達した時点で逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動開操作によって原子炉を減圧する手順であり，原子炉減圧以降も，溶融炉心の挙動に従って一連の流れで生じる各格納容器破損モードを，定められた一連の手順に従って防止することとなる。このことから，これらの格納容器破損モードについては同様のシーケンスで評価する。
本評価事故シーケンスでは，炉心における崩壊熱，燃料棒内温度変化，
燃料棒表面熱伝達，燃料被覆管酸化，燃料被覆管変形，沸騰・ボイド率変化，気液分離（水位変化）・対向流，炉心損傷後の原子炉圧力容器におけるリロケーション，構造材との熱伝達，下部プレナムでの溶融炉心の熱伝達，原子炉圧力容器破損，原子炉圧力容器内ＦＰ挙動，炉心損傷後の格納容器におけるペデスタル（ドライウェル部）床面での溶融炉心の拡がり，
原子炉圧力容器外ＦＣＩ（溶融炉心細粒化），原子炉圧力容器外ＦＣＩ（デブリ粒子熱伝達），溶融炉心とペデスタル（ドライウェル部）プール
水との伝熱，溶融炉心とコンクリートの伝熱並びにコンクリート分解及び
3.5-4

28

非凝縮性ガス発生が重要現象となる。
よって，これらの現象を適切に評価することが可能であり，原子炉圧力容器内及び格納容器内の熱水力モデルを備え，かつ，炉心損傷後のシビア
アクシデント特有の溶融炉心挙動に関するモデルを有するシビアアクシデ
ント総合解析コードＭＡＡＰによりペデスタル（ドライウェル部）の壁面
及び床面のコンクリート侵食量等の過渡応答を求める。
また，解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価の範囲として，本評価事故シーケンスにおける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操作時間余裕を評価する。

(2)

有効性評価の条件
本評価事故シーケンスの有効性評価の条件は，「3.2 高圧溶融物放出／
格納容器雰囲気直接加熱」の条件と同じである。また，初期条件の初期酸
素濃度並びに事故条件の水素及び酸素の発生については，「3.4 水素燃焼」と同じである。

(3)

有効性評価の結果
本評価事故シーケンスにおけるペデスタル（ドライウェル部）の水位，
ペデスタル（ドライウェル部）の壁面及び床面のコンクリート侵食量の推移を第 3.5-1 図及び第 3.5-2 図に示す。
ａ．事象進展事象進展は「3.2 高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」と同じである。
ｂ．評価項目等
第 3.5-2 図に示すとおり，コリウムシールドの設置によりコンクリー
3.5-5

29

トの侵食を抑制するとともに，常設低圧代替注水系ポンプを用いた格納容器下部注水系（常設）による格納容器下部水位確保及び溶融炉心への注水によりペデスタル（ドライウェル部）に落下した溶融炉心を冷却することで，ペデスタル（ドライウェル部）の壁面及び床面のコンクリー
トの温度は融点に至らず侵食量は 0cm にとどまり，原子炉圧力容器の支持機能を維持できる。
なお，ＭＡＡＰコードによる評価においては，コリウムシールドと溶
融炉心の接触面温度は 2,100℃未満であり，コリウムシールドの侵食は生じないが，溶融炉心中の酸化鉄成分との共晶反応も含めて評価した場
合には，コリウムシールドには 3.3cm 程度の侵食が生じるものの，その侵食量はコリウムシールドの厚さに対して余裕がある。また，コリウムシールドの侵食に伴うガスの発生は生じず，溶融炉心・コンクリート相
互作用による可燃性ガスは発生しない。
（添付資料 3.5.1，3.5.2，3.5.3）
本評価では，「1.2.2.2 有効性を確認するための評価項目の設定」に示す(8)の評価項目について，対策の有効性を確認した。
「1.2.2.2 有効性を確認するための評価項目の設定」に示す(1)から(4)，(6)及び(7)に示す評価項目並びにペデスタル（ドライウェル部）に落下した溶融炉心及び格納容器の安定状態維持については，「3.2 高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」において確認している。また，(5)の評価項目については，「3.3 原子炉圧力容器外の溶融燃料−冷却材相互作用」において確認している。
（添付資料 3.2.8）

3.5.3

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価
3.5-6

30

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価の範囲として，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操作時間余裕を評価するものとする。
格納容器破損モード「溶融炉心・コンクリート相互作用」では，重大事故等対処設備を含む全ての原子炉注水機能が喪失して炉心損傷及び原子炉圧力容器の破損に至り，溶融炉心がペデスタル（ドライウェル部）に落下してコンクリートを侵食することが特徴である。
また，不確かさの影響を確認する運転員等操作は，事象発生から 12 時間程度までの短時間に期待する操作及び事象進展に有意な影響を与えると考えられる操作として，常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器スプレ
イ冷却系（常設）による格納容器冷却操作及び常設低圧代替注水系ポンプを用いた格納容器下部注水系（常設）による溶融炉心への注水操作とする。
本評価事故シーケンスの有効性評価における不確かさとしては，リロケーション（炉心溶融開始後の溶融炉心の移動），水張りされたペデスタル（ドライウェル部）へ落下した溶融炉心の粒子化，落下した溶融炉心の拡がり，溶融炉心から水への熱伝達及びコンクリート侵食が挙げられる。リロケーシ
ョン（炉心溶融開始後の溶融炉心の移動）に対しては，原子炉圧力容器温度（下鏡部）が 300℃に到達したこと等をもって破損兆候を検知し，格納容器
下部水温計の指示を継続監視することで原子炉圧力容器破損を判断し，常設
低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による
格納容器冷却操作及び常設低圧代替注水系ポンプを用いた格納容器下部注水系（常設）による溶融炉心への注水操作を行うといった徴候を捉えた対応によって，溶融炉心を確実に冷却できることを確認している。また，本評価事
故シーケンスの評価では，溶融炉心から水への熱伝達が本格納容器破損モードに対して影響が大きいことを踏まえて，溶融炉心から水への熱伝達に対す
3.5-7

31

る影響評価を実施する。

(1)

解析コードにおける重要現象の不確かさの影響評価
本評価事故シーケンスにおいて不確かさの影響評価を行う重要現象とは，「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」に示すとおりであり，それらの不確かさの影響評価は以下のとおりである。
ａ．運転員等操作時間に与える影響
炉心における燃料棒内温度変化，燃料棒表面熱伝達，燃料被覆管酸化及び燃料被覆管変形の不確かさとして，炉心ヒートアップに関するモデ
ルは，ＴＭＩ事故についての再現性及びＣＯＲＡ実験についての再現性を確認している。炉心ヒートアップの感度解析（ジルコニウム−水反応
速度の係数についての感度解析）では，炉心溶融時間及び炉心下部プレ
ナムへの溶融炉心移行の開始時間に対する感度は数分程度であり，影響
は小さいことを確認している。本評価事故シーケンスでは，原子炉圧力容器破損時点で常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器スプレ
イ冷却系（常設）による格納容器冷却操作及び常設低圧代替注水系ポンプを用いた格納容器下部注水系（常設）による溶融炉心への注水操作を実施するが，下部プレナムへの溶融炉心移行の開始時間の不確かさは小さく，下部プレナムへ溶融炉心が移行した際の原子炉圧力容器温度（下鏡部）の上昇及び原子炉圧力容器破損時の格納容器下部水温の上昇は急峻であることから，原子炉圧力容器破損を操作開始の起点としている常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却操作及び常設低圧代替注水系ポンプを用いた格納容器下部注水系（常設）による溶融炉心への注水操作に係る運転員等操作時間に与える影響は小さい。
3.5-8

32

炉心における沸騰・ボイド率変化及び気液分離（水位変化）・対向流の不確かさとして，炉心モデル（炉心水位計算モデル）は原子炉水位挙動について原子炉圧力容器内のモデルが精緻である解析コードＳＡＦＥ
Ｒの評価結果との比較により水位低下幅は解析コードＭＡＡＰの評価結果の方が保守的であることを確認していることから，運転員等操作時間に与える影響は小さい。
炉心損傷後の原子炉圧力容器におけるリロケーション及び構造材との熱伝達の不確かさとして，溶融炉心の挙動モデルはＴＭＩ事故についての再現性を確認している。また，炉心ノード崩壊のパラメータを低下させた感度解析により原子炉圧力容器破損時間に与える影響は小さいことを確認している。原子炉圧力容器の破損の影響を受ける可能性がある操作としては，溶融炉心落下後の常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替
格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却操作及び常設低圧
代替注水系ポンプを用いた格納容器下部注水系（常設）による溶融炉心への注水操作があるが，下部プレナムへの溶融炉心移行の開始時間の不確かさは小さく，下部プレナムへ溶融炉心が移行した際の原子炉圧力容
器温度（下鏡部）の上昇及び原子炉圧力容器破損時の格納容器下部水温の上昇は急峻であることから，原子炉圧力容器の破損を起点としている
常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却操作及び常設低圧代替注水系ポンプを用いた格納容器下部注水系（常設）による溶融炉心への注水操作に係る運転員等操作時間に与える影響は小さい。
炉心損傷後の原子炉圧力容器における下部プレナムでの溶融炉心の熱伝達の不確かさとして，溶融炉心の挙動モデルはＴＭＩ事故についての再現性を確認している。また，下部プレナムと溶融炉心の熱伝達に関す
3.5-9

33

る感度解析により原子炉圧力容器破損時間に与える影響は小さいことを確認している。原子炉圧力容器破損の影響を受ける可能性がある操作としては，溶融炉心落下後の常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却操作及び常設低圧代替
注水系ポンプを用いた格納容器下部注水系（常設）による溶融炉心への注水操作があるが，原子炉圧力容器破損時間の不確かさは小さいことから，原子炉圧力容器の破損を起点としている常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却操作
及び常設低圧代替注水系ポンプを用いた格納容器下部注水系（常設）による溶融炉心への注水操作に係る運転員等操作時間に与える影響は小さい。
炉心損傷後の原子炉圧力容器における原子炉圧力容器破損の不確かさ
として，制御棒駆動機構ハウジング溶接部の破損判定に用いる最大ひずみ（しきい値）に関する感度解析により最大ひずみを低下させた場合に原子炉圧力容器破損時間が早まることを確認しているが，原子炉圧力容器破損（事象発生から約 4.5 時間後）に対して，十数分早まる程度であり，常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却操作及び常設低圧代替注水系ポンプを用いた格納容器下部注水系（常設）による溶融炉心への注水操作は中央制御室から速やかに実施可能な操作であることから，原子炉圧力容器破損を操作開始の起点としている常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却操作及び常設低圧代替
注水系ポンプを用いた格納容器下部注水系（常設）による溶融炉心への注水操作に係る運転員等操作時間に与える影響は小さい。
炉心損傷後の原子炉圧力容器における原子炉圧力容器内ＦＰ挙動の不
3.5-1034

確かさとして，核分裂生成物（ＦＰ）挙動モデルはＰＨＥＢＵＳ−ＦＰ
実験解析により原子炉圧力容器内へのＦＰ放出の開始時間を適切に再現できることを確認している。ＰＨＥＢＵＳ−ＦＰ実験解析では，燃料被覆管破裂後のＦＰ放出について実験結果より急激な放出を示す結果が確認されたが，小規模体系の模擬性が原因と推測され，実機の大規模な体系においてこの種の不確かさは小さくなると推定される。本評価事故シーケンスでは，炉心損傷後の原子炉圧力容器内ＦＰ放出を操作開始の起点としている運転員等操作はないことから，運転員等操作に与える影響はない。
炉心損傷後の格納容器における溶融燃料−冷却材相互作用の不確かさとして，溶融炉心の細粒化モデルにおけるエントレインメント係数，デブリ粒子径の感度解析により，原子炉圧力容器外の溶融燃料−冷却材相互作用による圧力スパイクに与える影響は小さいことを確認している。
本評価事故シーケンスでは，原子炉圧力容器外の溶融燃料−冷却材相互作用による圧力スパイクを起点とした運転員等操作はないことから，運転員等操作時間に与える影響はない。
炉心損傷後の格納容器における格納容器下部床面での溶融炉心の拡がり及び溶融炉心と格納容器下部プール水の伝熱の不確かさとして，エントレインメント係数，溶融炉心からのプール水への熱流束及び溶融プー
ル−クラスト間の熱伝達係数がコンクリート侵食量に影響を与えることを確認している。これより，コリウムシールド侵食量に対しても影響を与える可能性があるが，本評価事故シーケンスでは，コリウムシールド
及びコンクリートの侵食を操作開始の起点としている運転員等操作はないことから，運転員等操作時間に与える影響はない。
炉心損傷後の格納容器における溶融炉心とコンクリート伝熱，コンク
3.5-1135

リート分解及び非凝縮性ガス発生の不確かさとして，コリウムシールド
及びコンクリートの侵食量への影響が考えられるが，コリウムシールド
及びコンクリートの侵食を操作開始の起点としている運転員等操作はないことから，運転員等操作時間に与える影響はない。なお，炉心損傷後の格納容器における溶融炉心とコンクリート伝熱，コンクリート分解及
び非凝縮性ガス発生の不確かさがコンクリート侵食に与える影響に対しては，実験解析によりコンクリート侵食量を適切に評価できることを確認している。また，ＭＡＡＰコードにおける溶融炉心から構造材への伝熱は材質に依存しないモデルとなっておりコリウムシールドにも適用可能であるとともに，このモデルにおいて評価した結果，コリウムシール
ドと溶融炉心の接触面温度は 2,100℃未満であり，コリウムシールドに対しても溶融炉心からの伝熱を適切に考慮した上で侵食は生じないことを確認している。
（添付資料 3.5.1，3.5.4）
ｂ．評価項目となるパラメータに与える影響
炉心における燃料棒内温度変化，燃料棒表面熱伝達，燃料被覆管酸化及び燃料被覆管変形の不確かさとして，炉心ヒートアップに関するモデ
ルは，ＴＭＩ事故についての再現性及びＣＯＲＡ実験についての再現性を確認している。炉心ヒートアップの感度解析（ジルコニウム−水反応
速度の係数についての感度解析）では，炉心溶融時間及び炉心下部プレ
ナムへの溶融炉心移行の開始時間に対する感度は数分程度であり，影響
は小さいことを確認している。本評価事故シーケンスでは，原子炉圧力容器破損時点でペデスタル（ドライウェル部）に水張りが実施されていることから，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。
炉心における沸騰・ボイド率変化及び気液分離（水位変化）・対向流
3.5-1236

の不確かさとして，炉心モデル（炉心水位計算モデル）は，原子炉水位挙動について原子炉圧力容器内のモデルが精緻である解析コードＳＡＦ
ＥＲの評価結果との比較により，水位低下幅は解析コードＭＡＡＰの評
価結果の方が保守的であることを確認している。また，原子炉圧力容器
破損時点でペデスタル（ドライウェル部）に水張りが実施されていることから，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。
炉心損傷後の原子炉圧力容器におけるリロケーション及び構造材との熱伝達の不確かさとして，溶融炉心の挙動モデルはＴＭＩ事故についての再現性を確認している。また，炉心ノード崩壊のパラメータを低下させた感度解析により，原子炉圧力容器破損時間に与える影響は小さいことを確認している。本評価事故シーケンスでは，原子炉圧力容器破損時
点でペデスタル（ドライウェル部）に水張りが実施されていることから，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。
炉心損傷後の原子炉圧力容器における下部プレナムでの溶融炉心の熱伝達の不確かさとして，溶融炉心の挙動モデルはＴＭＩ事故についての再現性を確認している。また，下部プレナムと溶融炉心の熱伝達に関す
る感度解析により原子炉圧力容器破損時間に与える影響は小さいことを確認している。本評価事故シーケンスでは，原子炉圧力容器破損時点でペデスタル（ドライウェル部）に水張りが実施されていることから，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。
炉心損傷後の原子炉圧力容器における原子炉圧力容器破損の不確かさ
として，制御棒駆動機構ハウジング溶接部の破損判定に用いる最大ひずみ（しきい値）に関する感度解析により最大ひずみを低下させた場合に原子炉圧力容器破損時間が早まることを確認しているが，原子炉圧力容器破損（事象発生から約 4.5 時間後）に対して，早まる時間はわずかで
3.5-1337

あり，破損時間がわずかに早まった場合においても，ペデスタル（ドライウェル部）に水張りが実施されていることから，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。
炉心損傷後の原子炉圧力容器における原子炉圧力容器内ＦＰ挙動の不確かさとして，原子炉圧力容器内ＦＰ挙動と溶融炉心との相互作用によるコリウムシールド及びコンクリートの侵食量に関連はないことから，評価項目となるパラメータに与える影響はない。
炉心損傷後の格納容器における溶融燃料−冷却材相互作用の不確かさとして，エントレインメント係数の感度解析より溶融炉心の細粒化割合
がコンクリート侵食に与える感度は小さいことを確認している。また，
このことは，エントレインメント係数の不確かさにより溶融炉心の細粒化割合が変化した場合でも溶融炉心の温度に対する感度は小さいことを示しており，コリウムシールド侵食に与える感度についても同様に小さいと考えられることから，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。
炉心損傷後の格納容器における格納容器下部床面での溶融炉心の拡がりについて，実機では溶融炉心の落下量が多く崩壊熱による継続的な加熱も生じることから各種実験と比較してより拡がり易い傾向となる。また，溶融炉心の拡がりが抑制されると想定した場合は，種々の不均一な堆積形状を考慮しても，拡がりが抑制されないペデスタル（ドライウェ
ル部）への均一堆積形状の方が溶融炉心と水の伝熱面積が大きくなり，
溶融炉心が冷却される傾向となる。拡がりが抑制されない均一堆積形状の場合，溶融炉心落下時点における溶融炉心とコリウムシールドの接触
面温度はコリウムシールドの侵食開始温度を下回っており，また，常設
低圧代替注水系ポンプを用いた格納容器下部注水系（常設）による溶融
3.5-1438

炉心への注水によって溶融炉心は継続的に冷却されることから，溶融炉
心の拡がりが抑制されると想定した場合においても，コリウムシールド
及びコンクリートの侵食への影響はなく，評価項目となるパラメータに与える影響はない。また，炉心損傷後の溶融炉心と格納容器下部プール
水の伝熱の不確かさとして，エントレインメント係数，溶融炉心からプール水への熱流束及び溶融プール−クラスト間の熱伝達係数の感度解析を踏まえ，コンクリート侵食量について支配的な溶融炉心からプール水への熱流束についての感度解析を実施した。その結果，コリウムシール
ド及びコンクリートの侵食は生じていないことから，原子炉圧力容器の支持機能を維持できる。
コリウムシールドの伝熱物性値の温度依存性の影響を確認する観点より感度解析を実施した。ＭＡＡＰ解析結果を包絡する温度境界条件を想定した場合においても，コリウムシールド外表面と接するペデスタル（ドライウェル部）のコンクリート温度は侵食が開始する温度に至らないことから，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。
（添付資料 3.5.1，3.5.4）(2)

解析条件の不確かさの影響評価
ａ．初期条件，事故条件及び重大事故等対策に関連する機器条件
初期条件，事故条件及び重大事故等対策に関連する機器条件は，第3.2-2 表に示すとおりであり，それらの条件設定を設計値等，最確条件とした場合の影響を評価する。また，解析条件の設定に当たっては，評
価項目となるパラメータに対する余裕が小さくなるような設定があることから，その中で事象進展に有意な影響を与えると考えられる項目に関する影響評価の結果を以下に示す。
3.5-1539

(a)運転員等操作時間に与える影響
初期条件の原子炉停止後の崩壊熱は，解析条件の燃焼度 33GWd／t
に対して最確条件は 33GWd／t 以下であり，解析条件の不確かさとして，最確条件とした場合は，解析条件で設定している崩壊熱よりもおおむね小さくなるため，発生する蒸気量は少なくなり，原子炉圧力容器の破損に至るまでの事象進展は緩和されるが，操作手順（常設低圧
代替注水系ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却操作及び常設低圧代替注水系ポンプを用いた格納容器
下部注水系（常設）による溶融炉心への注水操作を実施すること）に
変わりはないことから，運転員等操作時間に与える影響はない。
初期条件の溶融炉心からプールへの熱流束は，解析条件の 800kW／
m２ 相当（圧力依存あり）に対して最確条件は 800kW／m２ 相当（圧力依存あり）であり，最確条件とした場合は，解析条件と同様であるため，事象進展に与える影響はないことから，運転員等操作時間に与える影響はない。
初期条件のコンクリート以外の素材の扱いは，解析条件の鉄筋は考慮しないことに対して最確条件はコンクリート以外の素材を考慮することであり，解析条件の不確かさとして，最確条件とした場合は，コンクリートより融点の高い鉄筋の耐熱の効果により，コンクリートの侵食が抑制されるが，コンクリートの侵食を操作開始の起点としている運転員等操作はないことから，運転員等操作時間に与える影響はな
い。また，コリウムシールドについては，機器条件にて考慮している。
初期条件の原子炉圧力容器下部及びペデスタル（ドライウェル部）
内構造物の扱いは，解析条件のペデスタル（ドライウェル部）に落下する溶融物とは扱わないことに対して，最確条件は部分的な溶融が生
3.5-1640

じ，ペデスタル（ドライウェル部）に落下する可能性があり，解析条
件の不確かさとして，最確条件とした場合は，溶融物の発熱密度が下がるため，コリウムシールド及びコンクリートの侵食が抑制されるが，コリウムシールド及びコンクリートの侵食を操作開始の起点としている運転員等操作はないことから，運転員等操作時間に与える影響はない。
初期条件の原子炉圧力，原子炉水位，炉心流量，格納容器体積（サプレッション・チェンバ）の空間部及び液相部，サプレッション・プ
ール水位及びドライウェル雰囲気温度は，解析条件の不確かさとして，
ゆらぎにより解析条件に対して変動を与え得るが，事象進展に与える影響は小さいことから，運転員等操作時間に与える影響は小さい。
事故条件の起因事象は，原子炉圧力容器への給水はできないものとして給水流量の全喪失を設定しているが，起因事象の違いによって操作手順（常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷
却系（常設）による格納容器冷却操作及び常設低圧代替注水系ポンプを用いた格納容器下部注水系（常設）による溶融炉心への注水操作を実施すること）に変わりはないことから，運転員等操作時間に与える影響はない。
機器条件のコリウムシールド耐熱材の種類及びペデスタル（ドライウェル部）床面積は，解析条件と最確条件は同様であることから，事象進展に与える影響はなく，運転員等操作時間に与える影響はない。
機器条件のコリウムシールド耐熱材の侵食開始温度は，解析条件と最確条件は同様であることから，事象進展に与える影響はなく，運転員等操作時間に与える影響はない。なお，溶融炉心中の酸化鉄成分との共晶反応も含めて評価すると，コリウムシールドには 3.3cm 程度の3.5-1741

侵食が生じるものの，コリウムシールドの侵食を操作開始の起点としている運転員等操作はないことから，運転員等操作時間に与える影響はない。
（添付資料 3.5.1，3.5.4）(b)

評価項目となるパラメータに与える影響
初期条件の原子炉停止後の崩壊熱は，解析条件の燃焼度 33GWd／t
に対して最確条件は 33GWd／t 以下であり，解析条件の不確かさとして，最確条件とした場合は，解析条件で設定している崩壊熱よりもおおむね小さくなるため，溶融炉心の持つエネルギが小さくなることから，評価項目となるパラメータに対する余裕が大きくなる。
初期条件の溶融炉心からのプールへの熱流束は，解析条件の 800kW／m２ 相当（圧力依存あり）に対して最確条件は 800kW／m２ 相当（圧力依存あり）であり，最確条件とした場合は，解析条件と同様であるた
め，事象進展に影響はないことから，評価項目となるパラメータに与える影響はない。コリウムシールド及びコンクリートの侵食量に対しては，実験で確認されている侵食面における侵食の不均一性等の影響を確認する観点から，コンクリート侵食量への影響が最も大きい溶融
炉心からプール水への熱流束について，感度解析を実施した。その結果，コリウムシールド及びコンクリートの侵食は生じず，原子炉圧力容器の支持機能を維持できることを確認した。また，溶融炉心・コン
クリート相互作用による可燃性ガスは発生しない。
初期条件のコンクリート以外の素材の扱いは，解析条件の鉄筋は考慮しないことに対して最確条件はコンクリート以外の素材を考慮することであり，解析条件の不確かさとして，最確条件とした場合には，コンクリートより融点の高い鉄筋の耐熱の効果により，コンクリート
3.5-1842

の侵食が抑制されることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。また，コリウムシールドについては，機器条件にて考慮している。
初期条件の原子炉圧力容器下部及びペデスタル（ドライウェル部）
内構造物の扱いは，解析条件のペデスタル（ドライウェル部）に落下する溶融物とは扱わないことに対して最確条件は部分的な溶融が生じ，ペデスタル（ドライウェル部）に落下する可能性があり，解析条件の不確かさとして，最確条件とした場合は，溶融物の発熱密度が下がる
ため，コリウムシールド及びコンクリートの侵食が抑制されることか
ら，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
初期条件の原子炉圧力，原子炉水位，炉心流量，格納容器体積（サプレッション・チェンバ）の空間部及び液相部，サプレッション・プ
ール水位及びドライウェル雰囲気温度は，解析条件の不確かさとして，
ゆらぎにより解析条件に対して変動を与え得るが，事象進展に与える影響は小さいことから，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。
事故条件について，コリウムシールド及びコンクリートの侵食量を評価するにあたり，溶融炉心落下時の崩壊熱の影響を確認する観点か
ら感度解析を実施した。起因事象として，原子炉水位の低下の観点でより厳しい事象であるＬＯＣＡ等の原子炉冷却材圧力バウンダリ喪失を仮定し，事故シーケンスを「大破断ＬＯＣＡ＋高圧炉心冷却失敗＋
低圧炉心冷却失敗」として，本評価事故シーケンスの評価条件と同様に，重大事故等対処設備による原子炉注水機能についても原子炉圧力容器破損まで使用できないものと仮定した場合，原子炉圧力容器破損のタイミングが早くなるため，溶融炉心落下時の崩壊熱の影響を確認
3.5-1943

する観点から感度解析を実施した。その結果，コリウムシールド及びコンクリートの侵食は生じず，原子炉圧力容器の支持機能を維持できる。また，溶融炉心・コンクリート相互作用による可燃性ガスは発生しない。
機器条件のコリウムシールド耐熱材の種類及びペデスタル（ドライウェル部）床面積は，解析条件と最確条件は同様であることから，事象進展に与える影響はなく，評価項目となるパラメータに与える影響はない。
機器条件のコリウムシールド耐熱材の侵食開始温度は，解析条件と最確条件は同様であることから，事象進展に与える影響はなく，評価項目となるパラメータに与える影響はない。なお，溶融炉心中の酸化鉄成分との共晶反応も含めて評価すると，コリウムシールドには3.3cm 程度の侵食が生じるものの，コリウムシールド厚さに対して余裕があることから，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。
（添付資料 3.5.1，3.5.4）
ｂ．操作条件
操作条件の不確かさとして，操作の不確かさを「認知」，「要員配置」，「移動」，「操作所要時間」，「他の並列操作有無」及び「操作の確実さ」の 6 要因に分類し，これらの要因が，運転員等操作時間に与える影響を評価する。また，運転員等操作時間に与える影響が評価項目となるパラメータに与える影響を評価し，評価結果を以下に示す。
(a)

運転員等操作時間に与える影響
操作条件の常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器スプレ
イ冷却系（常設）による格納容器冷却は，解析上の操作時間として原子炉圧力容器破損から 6 分後（事象発生から約 4.6 時間後）を設定し3.5-2044

ている。運転員等操作時間に与える影響として，原子炉圧力容器破損
までに事象発生から約 4.5 時間の時間余裕があり，また，溶融炉心落
下後の常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却は，原子炉圧力容器温度（下鏡部）が300℃に到達したこと等をもって破損兆候を検知し，原子炉圧力容器の破損判断パラメータである格納容器下部水温計の指示を継続監視することで原子炉圧力容器破損を判断し，格納容器冷却を実施することとしており，実態の操作開始時間は解析上の設定とほぼ同等であり，操作開始時間に与える影響は小さい。当該操作は，解析コード及び解析条件（操作条件を除く）の不確かさにより操作開始時間は遅れる可能性があるが，中央制御室での操作のみであり，運転員は中央制御室に常駐していること，また，当該操作に対応する運転員に他の並列操
作はないことから，操作時間に与える影響はない。
操作条件の常設低圧代替注水系ポンプを用いた格納容器下部注水系（常設）による溶融炉心への注水は，解析上の操作時間として原子炉
圧力容器破損から 7 分後（事象発生から約 4.6 時間後）を設定している。運転員等操作時間に与える影響として，原子炉圧力容器破損までに事象発生から約 4.5 時間の時間余裕があり，また，溶融炉心落下後の常設低圧代替注水系ポンプを用いた格納容器下部注水系（常設）による溶融炉心への注水は，原子炉圧力容器温度（下鏡部）が 300℃に到達したこと等をもって破損兆候を検知し，原子炉圧力容器の破損判
断パラメータである格納容器下部水温計の指示を継続監視することで原子炉圧力容器破損を判断し，注水操作を実施することとしており，実態の操作開始時間は解析上の設定とほぼ同等であり，操作開始時間に与える影響は小さい。当該操作は，解析コード及び解析条件（操作3.5-2145

条件を除く）の不確かさにより操作開始時間は遅れる可能性があるが，中央制御室での操作のみであり，運転員は中央制御室に常駐している
こと，また，当該操作に対応する運転員に他の並列操作はないことから，操作時間に与える影響はない。
（添付資料 3.2.2，3.5.4）(b)

評価項目となるパラメータに与える影響
操作条件の溶融炉心落下後の常設低圧代替注水系ポンプを用いた代
替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却及び常設低圧
代替注水系ポンプを用いた格納容器下部注水系（常設）による溶融炉
心への注水は，運転員等操作時間に与える影響として，実態の操作時
間は解析上の設定とほぼ同等であることから，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。
（添付資料 3.5.4）(3)

操作時間余裕の把握
操作開始時間の遅れによる影響度合いを把握する観点から，評価項目となるパラメータに対して，対策の有効性が確認できる範囲内での操作時間余裕を確認し，その結果を以下に示す。
操作条件の溶融炉心落下後の常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格
納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却及び常設低圧代替注水系ポンプを用いた格納容器下部注水系（常設）による溶融炉心への注水については，原子炉圧力容器破損までの時間は事象発生から約 4.5 時間あり，また，溶融炉心落下後にペデスタル（ドライウェル部）注水が行われなかった場合でも，溶融炉心落下前に張られた水が溶融炉心の崩壊熱及びジルコニウム−水反応による発熱により蒸発するまでには約 0.3 時間の時間余
3.5-2246

裕がある。
（添付資料 3.2.14，3.5.4）

(4)

まとめ
解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価の範囲として，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操作
時間余裕を確認した。その結果，解析コード及び解析条件の不確かさが運転員等操作時間に与える影響等を考慮した場合においても，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。このほか，評価項目となるパラメー
タに対して，対策の有効性が確認できる範囲内において，操作時間には時間余裕がある。
なお，「3.2 高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」において，原
子炉圧力容器破損後の原子炉注水を考慮しない場合の影響について感度解析を実施しており，評価項目となるパラメータに対する影響は小さいことを確認している。
（添付資料3.2.10）

3.5.4

必要な要員及び資源の評価

本評価事故シーケンスは，「3.2 高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」と同じであることから，必要な要員及び資源の評価は「3.2.4 必要な要員及び資源の評価」と同じである。

3.5.5

結

論

格納容器破損モード「溶融炉心・コンクリート相互作用」では，運転時の異常な過渡変化，原子炉冷却材喪失事故（ＬＯＣＡ）又は全交流動力電源喪
3.5-2347

失が発生するとともに，非常用炉心冷却系等の安全機能の喪失が重畳する。
このため，原子炉圧力容器内の溶融炉心が格納容器へ流れ出し，溶融炉心からの崩壊熱や化学反応等によって，ペデスタル（ドライウェル部）のコンクリートが侵食され，格納容器の構造部材の支持機能を喪失し，格納容器の破損に至ることが特徴である。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としては，常設低圧代替注水系ポンプを用いた格納容器下部注水系（常設）による格納容器下部水位確保手段
及び溶融炉心への注水手段を整備している。また，ペデスタル（ドライウェ
ル部）にコリウムシールドを設置している。
格納容器破損モード「溶融炉心・コンクリート相互作用」の評価事故シーケンス「過渡事象＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗＋損傷炉心冷却失
敗＋デブリ冷却失敗（ペデスタル）」について，有効性評価を行った。
上記の場合においても，常設低圧代替注水系ポンプを用いた格納容器下部
注水系（常設）による格納容器下部水位確保及び溶融炉心への注水を実施す
ることにより，溶融炉心の冷却が可能である。その結果，溶融炉心・コンク
リート相互作用によるコンクリートの侵食は生じず，原子炉圧力容器の支持機能を維持できる。また，安定状態を維持できる。
解析コード及び解析条件の不確かさについて確認した結果，運転員等操作時間に与える影響及び評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。また，対策の有効性が確認できる範囲内において，操作時間余裕について確認した結果，操作が遅れた場合でも一定の余裕がある。
重大事故等対策時に必要な要員は，運転員及び災害対策要員にて確保可能である。また，必要な水源，燃料及び電源については，外部支援を考慮しないとしても，7日間以上の供給が可能である。
以上のことから，格納容器破損モード「溶融炉心・コンクリート相互作用」
3.5-2448

において，常設低圧代替注水系ポンプを用いた格納容器下部注水系（常設）による格納容器下部水位確保及び溶融炉心への注水，コリウムシールドの設置等の格納容器破損防止対策は，選定した評価事故シーケンスに対して有効であることが確認でき，格納容器破損モード「溶融炉心・コンクリート相互作用」に対して有効である。

3.5-25

49

10

8

（

ペ
デ
ス
タ
ル

）

ド
ラ
イ
ウ
ェ
ル
部

ペデスタル（ドライウェル部）への間欠注水による水位制御

6

4

水
位
(m)

2

原子炉圧力容器破損に伴うペデスタル（ドライウェル部）への溶融炉心落下による水位上昇（約 4.5 時間）

0
0

24

48

72

96

120

144

168

事故後の時間(h)
事故後の時間(hr)JOB No.MA47BNT2TQUV3H7I008

第 3.5-1 図

ペデスタル（ドライウェル部）の水位の推移

1.00.9
ペデスタル（ドライウェル部）壁面
0.8
ペデスタル（ドライウェル部）床面
0.7
0.6
0.5

ー

溶
融
炉
心
に
よ
る
コ
ン
ク
リ
ト
の
侵
食
量

(cm)

0.4
0.3
ペデスタル（ドライウェル部）壁面及び床面の侵食量（0cm）

0.2
0.1
0.0
0

24

48

72

96

120

144

168

事故後の時間(h)
事故後の時間(hr)JOB No.MA47BNT2TQUV3H7I008

第 3.5-2 図 ペデスタル（ドライウェル部）の壁面及び床面のコンクリート侵食量の推移

3.5-2550

添付資料 3.5.1
コリウムシールドを考慮した溶融炉心・コンクリート相互作用による侵食量評価について

格納容器破損モード「溶融炉心・コンクリート相互作用」（以下「ＭＣＣＩ」という。）に対する重大事故等対処設備であるコリウムシールドについて，解析コードにおける取扱いを示すとともに，解析コード及び解析条件の不確かさの影響について整理する。

1.

解析コードにおけるコリウムシールドの取扱いについて
ＭＡＡＰコードにおけるＭＣＣＩ伝熱モデルでは，溶融炉心−コンクリー
ト間の伝熱，クラストの伝熱と厚さ，上部クラスト−水プール間熱伝達が考慮されている。ここでは，コリウムシールド模擬に伴う設定の変更点と溶融
炉心−コリウムシールド間の適用性について示す。

(1)

コリウムシールドの模擬について
ＭＡＡＰコードにおけるＭＣＣＩ伝熱モデルの概念図を第 1 図に示す。
ＭＡＡＰコードによる侵食量評価では，本モデルのうち，コンクリートの物性値として設定されている以下のパラメータについて，ＺｒＯ ２ の物性
値を一定の値で設定し，コリウムシールドを模擬している。
・侵食開始温度
・密度
・比熱
・熱伝導率
・溶融潜熱
侵食開始温度については，化学反応等による侵食開始温度低下を考慮した保守的な設定としている（別添 1）。また，落下した溶融炉心とコリウ
添付 3.5.1-151

ムシールド間の接触面温度は侵食開始温度未満であることから，コリウムシールドの侵食は発生しない。なお，解析上はコリウムシールドの厚さを考慮し，コリウムシールド裏面にはコンクリートが配置されたモデルとして評価を実施しているが，コンクリート−コリウムシールド間の伝熱において接触熱抵抗は考慮していない。
以上のとおり，ＭＡＡＰコードにおいてコリウムシールドを適切に模擬
している。

(2)

溶融炉心−コリウムシールド間の伝熱
溶融炉心−コリウムシールド間の伝熱は，以下の溶融炉心−コンクリー
ト間の伝熱と同様のモデルを用いている。溶融プールからクラスト，クラストから構造材への伝熱は，壁面及び床の材質に依存しないモデルとなっているため，コリウムシールドにも適用可能である。

床方向の熱流束,1
壁方向の熱流束,1
ここで，， ： 床方向及び側面方向の熱流束 [W/m 2]，： 溶融プールからクラスト層への対流熱伝達係数 [W/m2-K]， ： 溶融プールが完全な液相の場合の対流熱伝達係数 [W/m2-K]：

固化割合 [−]：

固化効果項の指数 [−]：

溶融プールの温度 [K]添付 3.5.1-2

52

,

：

：
，

2.
(1)

デブリ融点 [K]体積発熱率 [W/m3 ]：

床面及び壁面のクラスト厚さ [m]解析コードにおける不確かさの影響
不確かさの整理
解析コードにおける，コリウムシールドを考慮したＭＣＣＩ過程毎の不確かさ要因を整理する。先行ＢＷＲプラント安全審査資料「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」において，ＭＣＣＩは以下の過程で段階的に推移することが示されているが，コリウ
ムシールドを考慮してもこの過程に変わりはない。
・原子炉圧力容器下部ヘッド破損過程
・溶融物の落下・堆積過程
・ＭＣＣＩ進行と注水によるデブリ冷却過程
ただし，「ＭＣＣＩ進行と注水によるデブリ冷却過程」においては，Ｍ
ＣＣＩ現象の影響因子として溶融炉心からのコリウムシールドを介したコンクリートへの伝熱を考慮する必要がある。ここで，ＭＣＣＩ伝熱モデル
では一定の物性値を設定することから，コリウムシールドを介した伝熱の感度解析パラメータとして，コリウムシールドの伝熱物性値の温度依存性が想定される。第 2 図にＭＣＣＩにおける不確かさに関する流れ図を示す。

ＭＣＣＩ現象の影響因子より抽出された感度解析パラメータに対して，
感度解析の要否を整理する。ＭＣＣＩ評価の不確かさに関する評価結果を
第 1 表に示す。
エントレインメント係数について，感度解析より溶融炉心の細粒化割合
添付 3.5.1-3

53

がコンクリート侵食に与える感度は小さいことを確認している。また，このことは，エントレインメント係数の不確かさにより溶融炉心の細粒化割合が変化した場合でも溶融炉心の温度に対する感度は小さいことを示して
おり，コリウムシールド侵食に与える感度についても同様に小さいと考えられることから，評価項目となるパラメータに与える影響は小さく，コリ
ウムシールドを考慮した感度解析は不要である。
溶融炉心の拡がりについて，溶融炉心の拡がりが抑制されると想定した
場合は，種々の不均一な堆積形状を考慮しても，拡がりが抑制されないペデスタル（ドライウェル部）への均一堆積形状の方が溶融炉心と水の伝熱面積が大きくなり，溶融炉心が冷却される傾向となる。拡がりが抑制されない均一堆積形状の場合，溶融炉心落下時点における溶融炉心とコリウムシールドの接触面温度はコリウムシールドの侵食開始温度を下回っており，
また，溶融炉心への注水によって溶融炉心は継続的に冷却されることから，溶融炉心の拡がりが抑制されると想定した場合においても，コリウムシー
ルド及びコンクリートの侵食への影響はなく，評価項目となるパラメータに与える影響はないことから，コリウムシールドを考慮した感度解析は不要である。
上面熱流束係数及び溶融プール−クラスト間の熱伝達係数について，溶融炉心・コンクリート相互作用への影響を確認する観点で実施した，エントレインメント係数，上面熱流束及び溶融プールからクラストへの熱伝達係数をパラメータとした感度解析を踏まえ，ＭＡＡＰコードによりコリウ
ムシールド及びコンクリート侵食量について支配的な溶融炉心からプールへの熱流束対象に感度解析を行い，影響を確認する。【感度解析①】
コリウムシールドの伝熱物性値の温度依存性について，ＭＡＡＰコード
におけるＭＣＣＩ伝熱モデルでは，一定の物性値を設定することから，不添付 3.5.1-454

確かさが想定される。このため，感度解析により伝熱物性値（熱伝導率，比熱）の温度依存性の影響を確認する。【感度解析②】

(2)

感度解析
ａ．溶融炉心上面熱流束の感度解析【感度解析①】(a)解析条件
解析条件を第 2 表に示す。溶融炉心から水プールへの熱流束ついては，
上面熱流束の不確かさを考慮した 800kW／m２ （一定）とする。また，評価対象シーケンスは，事象進展が早く，崩壊熱が大きくなり，侵食に対して厳しくする観点で「大破断ＬＯＣＡ時に損傷炉心冷却に失敗し，原子炉圧力容器が破損するシーケンス」を対象とする。
(b)解析結果
評価結果を第 3 表に示す。ペデスタルのプール水中に落下した溶融炉
心とコリウムシールドの接触面温度は 2,100℃未満であり，コリウムシールドを設置することにより，溶融炉心・コンクリート相互作用によるコンクリートの侵食が生じない。このため，原子炉圧力容器の支持機能を維持できる。

ｂ．伝熱物性値温度依存性の感度解析【感度解析②】(a)解析条件
解析条件を第 4 表に示す。ＭＡＡＰ解析に基づくコリウムシールド−
溶融炉心接触面温度，ペデスタル雰囲気温度等を境界条件として，伝熱
物性値の温度依存性の取扱いが可能な汎用有限解析コードＡＢＡＱＵＳを用いた熱伝導解析により評価する。また，コリウムシールドの伝熱物性は既往の共同研究において確認された値を設定する。なお，ＭＡＡＰ添付 3.5.1-555

解析に基づく境界条件は，ＲＰＶが破損し溶融炉心がペデスタルへ落下する事故シーケンスの解析結果を包絡する保守的な温度条件を適用する。
(b)解析結果
解析結果を第 5 表及び第 3 図に示す。解析結果が最も厳しいペデスタ
ル側壁部の温度は約 900℃であり，コンクリートの侵食開始温度である
約 1,230℃を下回る。このため，コリウムシールドを介した伝熱の不確
かさが，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。

3.

解析条件における不確かさの影響
ＭＡＡＰコードにおけるＭＣＣＩ評価では，コリウムシールドを考慮した機器条件として，以下の条件を設定している。これらは全て最確条件と同様の設定であることから，不確かさの影響はない。ＭＡＡＰコード解析条件を
第 6 表に示す。
・コリウムシールド耐熱材の種類
・コリウムシールド耐熱材の侵食開始温度
・ペデスタル（ドライウェル部）床面積
なお，コリウムシールド耐熱材の侵食開始温度に関して，溶融炉心中の酸化鉄成分との共晶反応も含めて評価すると，コリウムシールドには 3.3cm 程度の侵食が生じるものの，コリウムシールド厚さに余裕があり，また，コリ
ウムシールド背面のコンクリートは侵食開始温度に達しない。このため，コリウムシールドが金属酸化物との共晶反応により侵食される可能性を考慮しても評価項目となるパラメータに与える影響は小さい（別添 2）。

添付 3.5.1-6

56

4.

まとめ
ＭＡＡＰコードではコリウムシールドを適切に模擬しており，溶融炉心−
コリウムシールド間の伝熱モデルはコリウムシールドに適用可能である。
コリウムシールドを考慮した解析コードの不確かさを踏まえた感度解析により，原子炉圧力容器の支持機能を維持でき，不確かさの影響は小さいことを確認した。
コリウムシールドを考慮した解析条件は最確条件と同様であり，不確かさはない。また，コリウムシールドが金属酸化物との共晶反応により侵食される可能性を考慮しても，コリウムシールド外表面と接するコンクリートは侵食されない。

添付 3.5.1-7

57

第1表

コリウムシールドを考慮した場合のＭＣＣＩ評価の不確かさに関する整理結果

添付 3.5.1-8

ＭＣＣＩ現象への影響因子

不確かさ要因有効性評価の取扱い

解析コード安全審査資料 ※における感度解析の要否

下部ヘッド破損モード

破損部位
破損口侵食拡大

下部ヘッド貫通部の中で最も大口径の制御棒駆動機構ハウジングの瞬時破損を想定し，破損口径の拡大を考慮下部ヘッド貫通部の中で最も大口径の貫通部の破損を想定し，破損口径の拡大も考慮しているため，感度解析不要

同左

溶融炉心落下量

原子炉圧力容器内
溶融進展

全炉心相当を想定

全炉心相当の最も厳しい落下量を想定しているため，感度解析不要

同左

プール水深

ペデスタルの注水開始条件及び注水流量について，手順書規定に準じた操作を想定

解析モデルパラメータではないため，
感度解析不要同左

エントレインメント
係数

実験解析を元に，粒子化割合を少ない側に評価する値を使用

溶融炉心ジェット径

破損口径に対応した径を考慮

溶融炉心の粒子化

エントレインメント係数に不確かさがあるため，ＭＡＡＰコードの不確かさ
範 囲 内 (Ｆ Ａ Ｒ Ｏ 実 験 解 析 に 基 づ く )で感度解析を実施
最 も大 き い 径 を 想 定 し て ， 粒 子 化 割 合を小さくし，水に落下した際のデブリ
クエンチ量を小さくして厳しい側の扱いをしているため，感度解析不要

溶融炉心の拡がり

水による拡がり抑制

拡がりの知見から，全面に拡がることを想定し，均一堆積モデルを使用

溶融炉心の拡がりを抑制した場合を想定 し， 水 張 深 さ 等 の 個 別 プ ラ ン ト の 状
況を踏まえた感度解析等の取扱いを行うことが必要デブリから水への熱伝達

デブリ上面の性状

粒子状ベッドの熱流束として，現実的な範囲内で保守側の想定をして，大気圧状態で 800kW/m 2 として圧力依存性を考慮

粒径やポロシティの不確かさを考慮して，下限の熱流束に対して感度解析を実施

コリウムシールドを介した熱伝達伝熱物性値の
温度依存性

コリウムシールド侵食開始温度における物性値を考慮―

コンクリート種類
玄武岩系コンクリートの侵食の異方性

壁方向と床方向の熱分配

溶融プールが完全な液相の場合の対流熱伝達係数として，床方向クラス
トへは
壁方向クラストへはを使用

床方向と壁方向の侵食の異方性の影響を見るため，CCI-3 実験で確認された熱分配比率を想定した感度解析を実施※：先行ＢＷＲプラント安全審査資料「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」

東海第二発電所におけるコリウムシールドを考慮した取扱い

左記の感度解析により，溶融炉心の 細粒化割合がコンクリート浸食に与える感度が小さいことを確認し ており，溶融炉心の細粒化割合
が溶融炉心温度に対する感度は小さ いと考えられることから感度解析不要
同左
溶融炉心の拡がりが抑制される場合 は，溶融炉心と水の伝熱面積が大きくなり，溶融炉心が冷却される 傾向となる。拡がりが抑制されない場合，溶融炉心落下時点におけ る溶融炉心とコリウムシールド
接触面温度はコリウムシールドの侵 食開始温度を下回っており，また，注水により溶融炉心は継続的に 冷却されることから，侵食への影響はなく，感度解析不要【感度解析①】（コンクリートの種類と同じ）
溶融炉心・コンクリート相互作用へ の影響の観点で，エントレイン
メント係数，上面熱流束及び溶融プ ールからクラストへの熱伝達係数をパラメータとした感度解析を踏 まえ，コリウムシールド及びコンクリート侵食量について支配的な 溶融炉心からプール水への熱流束についての感度解析を実施【感度解析②】
コリウムシールドの伝熱物性値には 温度依存性を踏まえ，コリウム
シールド及びコンクリート侵食量へ の影響があることを確認する観点で，温度依存性を考慮できる評価モデルにより感度解析を実施【感度解析①】（デブリから水への熱伝達と同じ）溶融炉心・コンクリート相互作用へ の影響の観点で，エントレイン
メント係数，上面熱流束及び溶融プ ールからクラストへの熱伝達係数をパラメータとした感度解析を踏 まえ，コリウムシールド及びコンクリート侵食量について支配的な 溶融炉心からプール水への熱流束についての感度解析を実施

58

第2表
項

解析条件（溶融炉心上面熱流束の感度解析）

目

ベースケース

感度ケース

対象シーケンス

過渡事象時に損傷炉心冷却に失敗し，原子炉圧力容器が破損するシーケンス

大破断ＬＯＣＡ時に損傷炉
心冷却に失敗し，原子炉圧力容器が破損するシーケンス

溶融炉心から水プールへの限界熱流束

800kW／m２（圧力依存性あり）

800kW／m２（一定 ※１ ）ペデスタル初期水位

1m

ペデスタル注水

ＲＰＶ破損 7 分後から 80m３ ／h

コリウムシールド厚さ
コリウムシールド侵食
開始温度2,100℃ ※２

ＲＰＶ破損時の溶融炉心温度ＭＡＡＰ解析結果に基づく※１※２

侵食の不均一性等の影響を考慮して設定
ＺｒＯ ２ 耐熱材の 100mol％Ｚｒによる侵食試験結果に基づき設定（別添 1）

第3表項

解析結果（溶融炉心上面熱流束の感度解析）
目

ベースケース

感度ケース

コリウムシールド侵食量
（側 面）

0cm

0cm

コリウムシールド侵食量
（床 面）

0cm

0cm

添付 3.5.1-9

59

第4表
項

解析条件（伝熱物性値温度依存性の感度解析）

目

設

定

備

考

解析コード

汎用有限解析コードＡＢＡＱＵＳ

温度境界条件

過渡事象及び大破断ＬＯＣＡシナリオ ※のＭＡＡＰ解析結果を包絡する条件

添付資料 3.5.2 別紙 1
第 3 図から第 6 図

コリウムシールド
伝熱物性値

既往の共同研究において確認された値

添付資料 3.5.2
表4表

別紙 1

※：大破断ＬＯＣＡシナリオとして溶融炉心から水プールへの限界熱流束 800kW／m２（圧力依存性あり）及び 800kW／m２ （一定）の 2 ケースを考慮

第5表
項

解析結果（伝熱物性値温度依存性の感度解析）

目

解析結果

ペデスタル側壁温度

考

コンクリート侵食開始温度
約 1,230℃

約 900℃

第6表
項

備

ＭＡＡＰコード解析条件

機器条件

目

解析条件

最確条件

コリウムシールド耐熱材の種類

ジルコニア耐火材

ジルコニア耐火材

コリウムシールド耐熱材の侵食開始温度

2,100℃

2,100℃

ペデスタル（ドライウェル部）
床面積

コリウムシールドを考慮

コリウムシールドを考慮

添付 3.5.1-10

60

※

※
※

※コリウムシ ールドに相 当する厚さ 部分に対してＺ ｒＯ２の物性値を 設定し ，コリウムシールドを模擬

第1図

ＭＡＡＰコードにおけるＭＣＣＩ伝熱モデル

添付 3.5.1-11

61

ＭＣＣＩに至る過程

ＭＣＣＩ現象の影響因子
下部ヘッド破損モード

感度解析パラメータ（下部ヘッド貫通部の最大口径の破損を想定しており感度解析不要）

下部ヘッド破損過程
溶融炉心落下量（全炉心相当を想定しており，
感度解析不要）

溶融炉心の粒子化
添付 3.5.1-12

溶 融 物 の 落 下 ・ 堆積過程

溶融炉心ジェット径

エントレインメント係数

プール水深

デブリ上面性状
ＭＣＣＩ進行と注水によるデブリ冷却過程

水への熱伝達溶融炉心の拡がり

溶融炉心の拡がり

コリウムシールド
伝熱物性値の温度依存性

コリウムシールドを介した熱伝達
コンクリートへの熱伝達
コンクリート種類

第2図

上面熱流束係数（F chf）

溶融プール−クラスト間の熱伝達係数（床/壁への熱分配の不確かさ）

コリウムシールドを考慮した場合のＭＣＣＩにおける不確かさに関する流れ図

追加感度解析
パラメータ62

温度（℃）

ペデスタル内壁面

ペデスタル外壁面

ＲＰＶ破損後の時間（h）

第3図

ペデスタル側壁の温度変化

添付 3.5.1-13

63

別添 1
ＺｒＯ ２ 耐熱材の侵食開始温度の設定について

ＺｒＯ２耐熱材の侵食量評価においては，耐熱材の侵食開始温度として2,100℃を設定している。その設定の考え方を以下に示す。
ＺｒＯ ２ 単体での融点は約 2,700℃であるが，溶融炉心に含まれるＺｒ等の金属との化学反応により，ＺｒＯ ２ 耐熱材の侵食開始温度は 2,700℃より低下する。
これに対して，化学反応による耐熱材の侵食影響を確認するため，ＺｒＯ ２
試験片の各種溶融金属への浸透試験が実施されており，溶融金属中のＺｒの割合が大きいほど耐熱材の侵食量が大きくなる傾向が確認されている。
第 1 図 ※ に，極めて耐熱材の侵食が大きくなる 100mol％Ｚｒの条件で実施された侵食試験後のＺｒＯ ２ 耐熱材試験片の断面写真を示す。試験結果より，
2,150℃以上の条件では数分で耐熱材試験片が大きく侵食されているのに対し，2,100℃では 30 分保持した場合でもほとんど侵食されていない。
なお，本試験は 100mol％Ｚｒという極めて厳しい条件で実施されているが，実機における溶融炉心では，ＵＯ ２ ，ＳＵＳ及び金属−水反応で生成されたＺ
ｒＯ ２ 等が含まれるため，100mol％Ｚｒという条件は考え難く，ＺｒＯ ２ 耐熱材は試験条件より侵食されにくくなると考えられる。
以上より，ＺｒＯ ２ 耐熱材の侵食量評価においては，極めて厳しい試験条件
でも侵食量がわずかであった 2,100℃を侵食開始温度として設定した。

添付 3.5.1-14

64

第1図

試験後の断面写真※本図は，中部電力(株)，東北電力(株)，東京電力ホールディングス(株)，北陸電力(株)，中国電力(株)，日本原子力発電(株)，電源開発(株)，(一財)エネルギー総合工学研究所，(株)東芝，日立 GE ニュークリア・エナジー(株)が実施した共同研究の成果の一部である。

添付 3.5.1-15

65

別添 2
既往実験の知見を考慮したコリウムシールドの侵食量評価について

ＭＡＡＰコードによる侵食量評価では，溶融炉心中のＺｒによるＺｒＯ ２
耐熱材の還元反応を考慮し，耐熱材侵食試験結果に基づき侵食開始温度を保守的に 2,100℃と設定した上で，溶融炉心によるコリウムシールドの侵食が生じないことを確認している。しかし，溶融炉心中には少量ながらその他の金属酸化物も含まれており，これらに起因してＺｒＯ ２ 耐熱材の侵食が生じる不確かさも考えられるため，関連する既往実験の知見を参照し，コリウムシールドの有効性について検討する。

1.

ＣＩＴ実験について
模擬溶融炉心によるＺｒＯ ２ 耐熱材の侵食挙動に係る実験として，欧州委
員会のプロジェクトとして実施されたＣＩＴ実験 [1][2]がある。
ＣＩＴ実験では，第 1 図に示すような試験装置によって，模擬溶融炉心とＺｒＯ ２ 耐熱材を最長 10 時間程度接触させ，模擬溶融炉心の表面温度（ＺｒＯ ２ 耐熱材との界面温度）と侵食深さの推移が測定された。そのうち，CIT-9
及び CIT-11 では実機の条件に近い組成のＺｒＯ ２ 耐熱材が用いられている。
CIT-9 における入力エネルギー及び模擬溶融炉心表面温度とＺｒＯ ２ 耐熱材の侵食深さの推移を第 2 図及び第 3 図に示す。耐熱材の最終的な侵食深さ
は 22.5mm，最大の侵食速度は 0.18mm／min と報告されている。実験において，模擬溶融炉心は誘導加熱により 2,080℃から 2,474℃まで段階的に昇温されたが，出力を一定に維持し模擬溶融炉心の昇温を停止すると，耐熱材の侵食は一定の深さまで進んだ後に停止する挙動が確認されている。
また，CIT-11 における模擬溶融炉心表面温度とＺｒＯ ２ 耐熱材の侵食深さ
添付 3.5.1-16

66

の推移を第 4 図に示す。最終的な侵食深さは 39.5mm，最大の侵食速度は 0.28mm／min と報告されており，CIT-9 と同様に出力を一定に維持すると侵食が停止する挙動が確認されている。

第1図

第2図

ＣＩＴ実験装置

CIT-9 における入力エネルギー
添付 3.5.1-17

67

(2474℃)(2395℃)(2238℃)(2080℃)( )内：各 stage における
模擬溶融炉心表面温度

2.

第3図

CIT-9 における模擬溶融炉心表面温度と耐熱材侵食深さの推移

第4図

CIT-11 における模擬溶融炉心表面温度と耐熱材侵食深さの推移

実験条件と実機条件の比較
CIT-9 及び CIT-11 実験にて用いられたＺｒＯ ２ 耐熱材の組成を第 1 表に示す。主成分であるＺｒＯ ２ の純度は 94.7wt％であり，東海第二発電所においてコリウムシールドとして用いるＺｒＯ ２ 耐熱材と同等であることから，耐熱材の特性は実験条件と実機条件で大きな差はないと考えられる。
次に，CIT-9 及び CIT-11 実験における模擬溶融炉心の組成を第 2 表に示す。
実験で用いられた模擬溶融炉心は，酸化鉄（ＦｅＯやＦｅ ３ Ｏ ４ ）の割合が大
添付 3.5.1-18

68

きく，ＣＩＴ実験においては，これらの酸化鉄とＺｒＯ ２ の共晶反応により，
ＺｒＯ ２ 耐熱材が溶融，侵食されたものと考えられる。
一方，実機での溶融炉心中に含まれる酸化鉄の割合は 3％程度 ※１ と想定され，溶融炉心に混入し得るペデスタル内構造物 4m３ を全量酸化鉄 ※２ として加えた場合でも酸化鉄割合は約 13％となることから，ＣＩＴ実験の条件は，ともに実機条件に比べて共晶反応による耐熱材侵食が生じやすい条件と考えられる。
※１：原子炉圧力容器破損時点での溶融炉心中の酸化鉄割合（ＭＡＡＰ解析結果より）※２：ペデスタル内構造物は主にＳＵＳ材であり鉄以外の物質も含まれる。また，含有する鉄が全て酸化することは考え難いが，ここでは保守的に全量を酸化鉄として計算

第1表

第2表

CIT-9 及び CIT-11 実験におけるＺｒＯ ２ 耐熱材組成
成分

割合 wt％

ＳｉＯ ２

1.4

ＣａＯ

0.2

ＭｇＯ

2.5

Ｆｅ ２ Ｏ ３

0.2

Ａｌ ２ Ｏ ３

0.8

ＴｉＯ ２

0.2

ＺｒＯ ２

94.7

CIT-9 及び CIT-11 実験における模擬溶融炉心組成

組成 wt％

CIT-9

CIT-1149.1 ＵＯ ２
20.4 ＺｒＯ ２
30.5 ＦｅＯ

19.0 ＺｒＯ ２
81.0 Ｆｅ ３ Ｏ ４（共晶組成）

添付 3.5.1-19

69

3.

実機におけるＺｒＯ ２ 耐熱材と金属酸化物との共晶反応による侵食
CIT-9 及び CIT-11 実験は，ともに実機の酸化鉄の割合を大きく上回っているが，ここでは実機の酸化鉄の割合により近い CIT-9 実験に基づきＺｒＯ ２耐熱材の共晶反応による侵食量について考察する。
実機のＭＡＡＰ解析結果によれば，溶融炉心とコリウムシールドの接触面の最高温度は約 2,000℃となっている。CIT-9 実験では，これを上回る 2,080℃
において約 4mm の侵食が見られているが，その侵食量は時間とともに増加する傾向にはない結果となっている。ただし，この挙動は実験容器が外部から冷却されていたことに起因することが示唆されており，外部冷却がない場合には侵食が継続的に生じる可能性がある。
仮に実機において共晶反応による侵食が継続的に生じる可能性を考慮し，ＲＰＶ破損時点から溶融炉心とコリウムシールドの接触面温度が 1,800℃ ※３を下回るまでの約 3 時間，CIT-9 実験で確認された最大侵食速度である 0.18mm／min で侵食が進んだと仮定した場合でも，侵食量は約 33mm となる。
※３：酸化鉄との共晶反応による侵食がより生じやすい条件と考えられ
る CIT-11 実験にて，ＺｒＯ ２ 耐熱材の侵食が開始している温度（第 4 図より）したがって，万一溶融炉心中の酸化鉄が局所的に存在し耐熱材が侵食されたとしても，侵食量はコリウムシールド厚さを十分下回る。また，コリ

ウムシールドが約 33mm 侵食された状態を仮定した場合の，コリウムシールド
外表面と接するペデスタルコンクリート温度を，以下の条件により概算した。
・ＭＡＡＰ解析結果を包絡する条件として，コリウムシールド内表面温度を 2,000℃（第 5 図），侵食がない状態（厚さ）のコリウムシール

ド外表面温度を 250℃（第 6 図）と設定
・コリウムシールド内の温度は，保守的に直線状の温度勾配を仮定（第 7添付 3.5.1-2070図）計算の結果，コリウムシールド外側のペデスタルコンクリート温度は約635℃であり，コンクリートの侵食温度である約 1,230℃を下回る。

3000

2500

側面温度
ペデスタル壁面温度

2000
温
度

ペデスタル床面温度
下面温度

最高温度：約 2,000℃

1500

(℃)
1000

500

0
0

24

48

72

96

120

144

168

事故後の時間(h)JOB No.MA47BNT2TQUV3H7I008

第5図

コリウムシールド内表面温度（コリウムシールドが侵食しない場合）
400
側面温度
ペデスタルコンクリート温度(床面)ペデスタルコンクリート温度(壁面)
下面温度
300

最高温度：約 250℃
温
度

200

(℃)

100

0
0

24

48

72

96

120

144

168

事故後の時間(h)JOB No.MA47BNT2TQUV3H7I008

第6図

コリウムシールド外表面温度（コリウムシールドが侵食しない場合）
添付 3.5.1-21

71

溶融炉心

2,000℃

コリウム
シールド

コンクリート

評価上仮定する
温度勾配（直線状）

現実的な
温度勾配

評価温度

評価結果の
保守性

250℃

33mm

第7図

4.

コリウムシールド内の温度勾配の仮定

まとめ
溶融炉心には，少量ながらＵＯ ２ ，ＺｒＯ ２ 及びＺｒ以外の金属酸化物も含まれるが，ＺｒＯ ２ 耐熱材が金属酸化物との共晶反応により侵食される可能性を考慮しても，その侵食量は限定的であり，コリウムシールド外表面と接するペデスタルコンクリートの侵食は生じないものと考えられる。
よって，コリウムシールドの設置は溶融炉心・コンクリート相互作用によるペデスタル側壁及び床面への影響を抑制する対策として有効であると考え
られる。

参考文献
[1] D.Lopukh et al.， New Experimental Results On The Interaction Of Molten
Corium With Core Catcher Material[2] J.M.Seiler，K.Froment，，ICONE-8179，(2000)．

Material Effects On Multiphase Phenomena In

Late Phases Of Severe Accidents Of Nuclear Reactors，Multiphase

Science and technology，Vol.12，No.2，pp.117-257，(2000)．
添付 3.5.1-2272

添付資料 3.5.2
溶融炉心による熱影響評価について

1.

評価目的
東海第二発電所におけるペデスタル構造の特徴を踏まえた対策として，溶融炉心・コンクリート相互作用（以下「ＭＣＣＩ」という。）によるペデスタル（ドライウェル部）（以下「ペデスタル」という。）への影響抑制のためのコリウムシールドを設置するとともに，原子炉圧力容器（以下「ＲＰＶ」という。）から落下した溶融炉心（以下「デブリ」という。）の冠水及び水蒸気爆発による影響抑制の観点からＲＰＶ破損時のペデスタル内水位を 1mに維持する対策，さらに，床スラブ内の排水流路をスリット形状としてデブリを凝固させる対策を講じることとしている。
これら東海第二発電所の特徴を踏まえた対策を考慮した上で，ＲＰＶ破損
時にペデスタルへ落下したデブリからの熱影響によってペデスタルに要求されるＲＰＶ支持機能及びデブリ保持機能が損なわれないことを評価する。

2.

評価方針
ＲＰＶ破損後にデブリからの伝熱によって高温となる鉄筋コンクリートの物性変化を考慮した上で，ＲＰＶ支持機能及びデブリ保持機能の維持に必要な構造強度が保持されることを評価する。

3.
(1)

評価方法
荷重条件
構造強度の評価にあたり，ＲＰＶ支持機能の評価ではＲＰＶ，遮へい壁等の自重（以下「ＲＰＶ等の自重」という。）を考慮する。また，デブリ保持機能の評価では，デブリ，コリウムシールド，床スラブ躯体等の自重
添付 3.5.2-1

73

（以下「デブリ等の自重」という。）を考慮する。

(2)

評価部位及び項目
ａ．側壁（ＲＰＶ支持機能）
ＲＰＶ等の自重により，側壁コンクリートには圧縮軸力が作用し，側壁基部コンクリートには面外方向のせん断力が作用する。
このため，高温によるコンクリート圧縮強度の低下を考慮した等価壁厚を評価し，ＲＰＶ等の自重による圧縮軸力及び面外せん断に対して必
要な壁厚と比較する。
ｂ．床スラブ（デブリ保持機能）
デブリ等の自重により，床スラブのコンクリートには面外せん断力が作用し，鉄筋には曲げ応力が作用する。
このため，高温によるコンクリートの圧縮強度の低下を考慮した等価
板厚を評価し，デブリ等の自重によるせん断力に対して必要な板厚と比較する。また，高温による鉄筋の強度低下を考慮した等価鉄筋量を評価
し，デブリ等の自重による曲げ応力に対して必要な鉄筋量と比較する。

(3)

温度条件
別添 1 にペデスタルの温度評価を示す。デブリからの伝熱によるペデス
タルの側壁及び床スラブの温度は，ＭＡＡＰコードによる解析結果に基づき，汎用有限解析コードＡＢＡＱＵＳによる熱伝導解析にて評価する。

(4)

判断基準
炉心損傷防止に失敗し，重大事故の発生を想定する防護レベルにおいて，格納容器の健全性維持に必要な安全機能が維持されることを確認する観点
添付 3.5.2-274

より，判断基準は終局限界状態に至らないこととする。具体的には，側壁
コンクリートの必要壁厚，床スラブコンクリートの必要板厚，床スラブの
必要鉄筋量の算定において，終局強度又は短期許容応力度を適用する。別添 2 にＲＰＶ支持に必要な側壁コンクリート厚さ評価を，別添 3 にデブリ保持に必要な床スラブコンクリート厚さ評価を，別添 4 にデブリ保持に必
要な床スラブ鉄筋量評価を示す。

4.

評価結果
以下にＲＰＶ支持機能及びデブリ保持機能に対する評価結果を示す。評価
結果はいずれも判断基準を満足し，デブリからの熱影響によってもペデスタルに要求される機能は損なわれることはない。

(1)

側壁（ＲＰＶ支持機能）
ａ．コンクリートに対する圧縮軸力
別添 5 に熱影響を考慮した側壁コンクリートの構造評価を示す。側壁
コンクリートの等価壁厚は約 1,229mm であり,ＲＰＶ等の自重によってコンクリートに作用する圧縮軸力に対して必要な壁厚 133mm（別添 2）を上回る。
ｂ．基部コンクリートに対する面外せん断力
別添 5 に示したとおり，側壁コンクリートの等価壁厚は約 1,276mm であり，ＲＰＶ等の自重によって基部コンクリートに作用する面外せん断力に対して必要な壁厚 192mm（別添 2）を上回る。

(2)

床スラブ（デブリ保持機能）
ａ．コンクリートに対する面外せん断力
別添 6 に熱影響を考慮した床スラブのコンクリート及び鉄筋の評価を
添付 3.5.2-375示す。床スラブコンクリートの等価板厚は約 629mm であり，デブリ等の自重によってコンクリートに作用する面外せん断力に対して必要な板厚（別添 3）を上回る。
ｂ．鉄筋に対する曲げ応力
別添 6 に示したとおり，床スラブの鉄筋コンクリート部の幅 1m あた
りの等価鉄筋量はであり,デブリ等の自重によって鉄筋に作用する曲げ応力に対して必要な鉄筋量5.

（別添 4）を上回る。

まとめ
東海第二発電所におけるペデスタル構造の特徴を踏まえた対策による影響を考慮し，デブリからの熱影響に対するペデスタルの構造健全性を評価した。
その結果，高温による鉄筋コンクリートの物性変化を考慮しても，ペデスタルに要求されるＲＰＶ支持機能及びデブリ保持機能が損なわれないことを確認した。

添付 3.5.2-4

76

別添 1
デブリからの伝熱によるペデスタルの温度評価

1.

概要
ＭＡＡＰコードによる解析結果に基づき，汎用有限解析コードＡＢＡＱＵ
Ｓを用いた熱伝導解析により，デブリからの伝熱によるペデスタルの側壁及び床スラブの温度を評価する。

2.
(1)

汎用有限解析コードＡＢＡＱＵＳによるペデスタル熱伝導解析
評価モデル
第 1 図に熱伝導解析モデルを示す。デブリからの熱影響による側壁及び床スラブの温度は，２次元体系有限要素法解析により評価する。本評価では，解析体系を縦横のメッシュで区切り，以下に示す２次元体系での非定常熱伝導の支配方程式に基づき，各部の温度変化を計算している。
c

T
t

x

kx

T
x

ここで， T：温度，

y

ky

T
y

Q

：密度， c ：比熱， k x , k y ：x 方向及び y 方向の熱伝導率， Q ：物体の内部発熱量である。

(2)

評価条件
第 1 表にＡＢＡＱＵＳコードによる熱伝導解析の解析条件を示す。解析
条件は，ＲＰＶが破損しデブリがペデスタルへ落下する事故シーケンスに対するＭＡＡＰコードの解析結果を参照 ※ し，これを包絡する条件を設定している。

添付 3.5.2-577

※：参照するＭＡＡＰ解析結果は，有効性評価上のベースケースを含む以下を考慮
・起因事象：過渡事象，デブリから水プールへの限界熱流束：800kW／m２ （圧力依存性あり）（ベースケース）・起因事象：ＬＯＣＡ，デブリから水プールへの限界熱流束：800kW／m２ （圧力依存性あり）
・起因事象：ＬＯＣＡ，デブリから水プールへの限界熱流束：800kW／m２ （一定）(3)

評価結果
第 7 図にペデスタル温度の評価点の位置を示す。また，第 8 図に横スリット部の温度変化を示す。横スリット部の最高温度は約 798℃であり，ス
リット内で凝固したデブリは再溶融する温度に至らない。
また，第 9 図に側壁の温度変化を，第 10 図に床スラブ鉄筋コンクリート
部の温度変化をそれぞれ示す。ペデスタル側壁の最高温度は内表面で約900℃，床スラブ鉄筋コンクリート部の最高温度は上端部で約 475℃となっている。

添付 3.5.2-6

78

第1表

ＡＢＡＱＵＳコードによる熱伝導解析条件

項目

条件

備考

デブリ密度（kg／m３ ）デブリ熱伝導率（W／mK）

ＭＡＡＰ計算結果（ＲＰＶ破損時のデブリ比熱（J／kgK）

値）を包絡する値

デブリ溶融潜熱（J／kg）
ＭＡＡＰ計算結果
デブリ内部発熱密度（W／m３ ）（第 2 図）（保守的にスクラム後 3 時間からの崩壊熱を使用。希ガス・揮発性ＦＰによる減衰（30％）を考慮）

ＳＵＳ密度（kg／m３ ）ＳＵＳ熱伝導率（W／mK）（第 2 表）伝熱工学資料改訂第５版より

ＳＵＳ比熱（J／kgK）
コンクリート密度（kg／m３ ）2,345

鉄筋コンクリート構造計算規準・同解説（2010）よりコンクリート熱伝導率（W／mK）（第 3 表）Ｅｕｒｏｃｏｄｅより（第 4 表）試験結果 ※ に基づき設定

コンクリート比熱（J／kgK）
ジルコニア耐火材密度（kg／m３ ）ジルコニア耐火材熱伝導率（W／mK）
ジルコニア耐火材比熱（J／kgK）
ＭＡＡＰ計 算結果におけるＲＰＶ
スリット内デブリ初期温度（℃）

破損時のデブリ平均温度に対し，保守的に液相線温度を設定
ＭＡＡＰ解 析結果におけるＲＰＶ
構造材初期温度（℃）

117

破損時点で のペデスタル構造部の最高温度

ペデスタル雰囲気温度（℃）（第 3 図）ドライウェル雰囲気温度（℃）（第 4 図）サプレッション・チェンバ雰囲気温度（℃）

ＭＡＡＰ計 算結果を包絡する温度（第 5 図）変化を設定

デブリ−ジルコニア耐火材接触面（第 6 図）温度（℃）※本試験は，中部電力(株)，東北電力(株)，東京電力ホールディングス(株)，北陸電力(株)，中国電力(株)，日本原子力発電(株)，電源開発(株)，(一財)エネルギー総合工学研究所，(株)東芝，日立 GE ニュークリア・エナジー(株)が実施した共同研究の成果の一部である。

添付 3.5.2-7

79

第2表

ＳＵＳ材物性値

温度（K）

密度（kg／m３ ）

熱伝導率（W／mK）

比熱（J／kgK）

300

7,920

16.0

499

400

7,890

16.5

511

600

7,810

19.0

556

800

7,730

22.5

620

1,000

7,640

25.7

644

第3表

コンクリート物性値

温度

熱伝導率

比熱

温度

熱伝導率

比熱

（℃）

（W／mK）（J／kgK）（℃）（W／mK）（J／kgK）

20

1.951

901.1

650

0.859

1,111.7

50

1.880

917.3

675

0.833

1,114.4

75

1.822

930.2

700

0.809

1,116.8

100

1.766

942.8

725

0.785

1,118.7

125

1.710

954.9

750

0.764

1,120.3

150

1.656

966.7

775

0.743

1,121.3

175

1.604

977.9

800

0.724

1,122.0

200

1.553

988.8

825

0.706

1,122.2

225

1.503

999.2

850

0.690

1,122.1

250

1.454

1,009.3

875

0.675

1,121.4

275

1.407

1,018.8

900

0.661

1,120.4

300

1.361

1,028.0

925

0.648

1,118.9

325

1.316

1,036.7

950

0.637

1,117.1

350

1.273

1,045.1

975

0.627

1,114.7

375

1.231

1,052.9

1,000

0.619

1,112.0

400

1.191

1,060.4

1,025

0.612

1,108.8

425

1.152

1,067.4

1,050

0.606

1,105.3

450

1.114

1,074.1

1,075

0.602

1,101.2

475

1.077

1,080.2

1,100

0.599

1,096.8

500

1.042

1,086.0

1,125

0.597

1,091.9

525

1.008

1,091.3

1,150

0.596

1,086.7

550

0.976

1,096.3

1,175

0.597

1,080.9

575

0.944

1,100.7

1,200

0.600

1,074.8

600

0.915

1,104.8

1,225

0.600

1,068.2

625

0.886

1,108.4

1,250

0.600

1,061.3

添付 3.5.2-8

80

第4表
温度（℃）

ジルコニア耐火材の物性値

密度（kg／m３ ）

熱伝導率（W／mK）

比熱（J／kgK）※本数値は，中部電力(株)，東北電力(株)，東京電力ホールディングス(株)，北陸電力(株)，中国電力(株)，日本原子力発電(株)，電源開発(株)，(一財)エネルギー総合工学研究所，(株)東芝，日立 GE ニュークリア・エナジー(株)が実施した共同研究の成果の一部である。

添付 3.5.2-9

81

冷却水

デブリ
縦スリット

ジルコニア耐火材

横スリット(a) 全体概要図

ペデスタル床面

ＳＵＳ材(b) スリット部拡大図

第1図

第2図

熱伝導解析モデル

デブリ内部発熱密度条件
添付 3.5.2-10

82

雰囲気温度（℃）

過渡 事象 800kW／ m ２ （ 圧力 依 存性 あり ）ＬＯ ＣＡ 800kW／m ２ （ 圧 力依 存 性あ り）
ＬＯ ＣＡ 800kW／m ２ （ 一 定）
包絡 温度 （ ＡＢ Ａ ＱＵ Ｓ入 力 ）ＲＰＶ破損後の時間（h）

第3図

ペデスタル雰囲気温度条件

雰囲気温度（℃）

過渡 事象 800kW／ m ２ （ 圧力 依 存性 あり ）ＬＯ ＣＡ 800kW／m ２ （ 圧 力依 存 性あ り）
ＬＯ ＣＡ 800kW／m ２ （ 一 定）
包絡 温度 （ ＡＢ Ａ ＱＵ Ｓ入 力 ）ＲＰＶ破損後の時間（h）

第4図

ドライウェル雰囲気温度条件

添付 3.5.2-1183

雰囲気温度（℃）

過渡 事象 800kW／ m ２ （ 圧力 依 存性 あり ）ＬＯ ＣＡ 800kW／m ２ （ 圧 力依 存 性あ り）
ＬＯ ＣＡ 800kW／m ２ （ 一 定）
包絡 温度 （ ＡＢ Ａ ＱＵ Ｓ入 力 ）ＲＰＶ破損後の時間（h）

第5図

サプレッション・チェンバ雰囲気温度条件

接触面温度（℃）

過渡 事象 800kW／ m ２（ 圧力 依 存性 あり ）床面
ＬＯ ＣＡ 800kW／m ２ （ 圧 力依 存 性あ り） 床 面
ＬＯ ＣＡ 800kW／m ２ （ 一 定） 床 面
過渡 事象 800kW／ m ２（ 圧力 依 存性 あり ）壁面
ＬＯ ＣＡ 800kW／m ２ （ 圧 力依 存 性あ り） 壁 面
ＬＯ ＣＡ 800kW／m ２ （ 一 定） 壁 面
包絡 温度 （ ＡＢ Ａ ＱＵ Ｓ入 力 ）ＲＰＶ破損後の時間（h）

第6図

デブリ−ジルコニア耐火材接触面温度条件

添付 3.5.2-12

84

ペデスタル側壁

縦スリット直下位置
ペデスタル中心位置
床スラブ
鉄筋コンクリート部

ペデスタル温度評価位置

温度（℃）

第7図

ペデスタル中心位置
縦スリット直下位置

ＲＰＶ破損後の時間（h）

第8図

横スリット部の温度変化

添付 3.5.2-1385

温度（℃）

ペデスタル内壁面

ペデスタル外壁面

ＲＰＶ破損後の時間（h）

第9図

ペデスタル側壁の温度変化

温度（℃）

床スラブ鉄筋コンク
リート部 上端

床スラブ鉄筋コンク
リート部 下端

ＲＰＶ破損後の時間（h）

第 10 図

床スラブ鉄筋コンクリート部の温度変化
添付 3.5.2-14

86

別添 2
ＲＰＶ支持に必要な側壁コンクリート厚さ評価

1.

概要
格納容器内のペデスタル等配置図を第 1 図に示す。ペデスタルは，原子炉
圧力容器，遮へい壁等を支持する構造物である。ＭＣＣＩによるペデスタル
側壁部の侵食を踏まえて，これら構造物を支持するために必要となるペデス
タル側壁部の壁厚（以下「必要壁厚」という。）を算定する。

原子炉圧力容器
遮へい壁

ペデスタル

第1図

格納容器内ペデスタル等配置図

2.

ペデスタル側壁部に生じる荷重算定

2.1

荷重の算定方針
必要壁厚の算定のために必要となるペデスタル側壁部の荷重は，今回工認におけるペデスタルの構造健全性評価に用いる解析モデルを適用し，ペデス
タルにて支持される構造物の重量を考慮した解析により算定する。

添付 3.5.2-15

87

2.2

解析方法
解析モデル図を第 2 図に，解析条件等の概要について第 1 表に示す。解析

モデルは，ペデスタル構造をシェル要素にて３次元的にモデル化したものを用いる。
ペデスタルは，原子炉圧力容器及び遮へい壁等を支持する構造物であるため，解析における各構造物の重量の模擬については，ペデスタル上面に等分
布荷重として負荷させる。また，ＭＣＣＩに至る過程を踏まえれば，原子炉
圧力容器内の燃料集合体等はデブリ化し，ペデスタル床面上に落下していることになるが，ペデスタル側壁コンクリートの必要壁厚を保守的に算定するために，原子炉圧力容器内に燃料集合体が残存することを前提に評価した。

第2図

ペデスタル３次元ＦＥＭモデル図

添付 3.5.2-16

88

第1表
項

解析条件等の概要

目

内

容

解析モデル

・３次元ＦＥＭモデル
・シェル要素解析コード・ＮＡＳＴＲＡＮ

重量模擬

・原子炉圧力容器 955×10３ kg（圧力容器内構造物を含む）
・遮へい壁 656×10３ kg

コンクリートの
材料物性等・設計基準強度 22N／mm２
・ヤング係数 2.2×10４ N／mm２・せん断弾性係数 0.918×10４ N／mm２
・単位体積重量 23kN／m３

3

必要壁厚の算定3.1

解析結果
必要壁厚の算定に用いる荷重は，構造物の重量によるペデスタル鉛直方向に発生する荷重（圧縮軸力）に加えて，側壁コンクリートの壁厚変化に伴う構造不連続形状部に発生する面外せん断力についても考慮する。
構造物の重量を付加させた解析結果として，ＭＣＣＩによる侵食が想定されるペデスタル側壁部における圧縮軸力及び面外せん断力を第 2 表に示す。

第2表
部

位

ＭＣＣＩによる
侵食想定部位

ペデスタル側壁部に生じる荷重
圧縮軸力

面外せん断力（kN／m）（kN／m）

1,940

178

添付 3.5.2-17

89

3.2

コンクリートの応力度
必要壁厚の算定にあたっては，鉄筋コンクリート構造計算規準・同解説（（社）

日本建築学会，1999）（以下，「ＲＣ規準」という。）に規定されているコンク
リートの短期許容応力度を用いた。なお，水蒸気爆発に対する構造健全性評
価においては終局状態に至らないことを判断基準としているが，短期許容応
力度を用いることは保守的な取扱いとなる。第 3 表に必要壁厚算定に用いた
許容応力度を示す。

第3表※

必要壁厚算定に用いた許容応力度（短期）圧縮（N／mm２ ）せん断（N／mm ２ ）

14.6

1.06

ＲＣ規準許容応力度（短期）・圧縮：2／3Ｆｃ
・せん断：1／30Ｆｃかつ(0.49+1/100×Ｆｃ)以下の 1.5 倍3.3

必要壁厚の算定結果
側壁コンクリートに生じる荷重，短期許容応力度から必要壁厚を圧縮軸力

及び面外せん断力に対して算定した。
(1)

圧縮軸力による評価
側壁コンクリートに生じる圧縮軸力と短期許容応力度が等しくなるときの壁厚を必要壁厚として算定する。必要壁厚は下式のとおり算定され，圧縮軸力による評価においては，必要壁厚は 133 ㎜となる。
1.940×10３ (N／mm)÷14.6(N／mm ２ )添付 3.5.2-18＝133 ㎜90

(2)面外せん断力による評価
面外せん断力を用いた必要壁厚の算定については，ＲＣ規準の断面算定に用いる評価式を適用する。

Ｑ＝ｂ・ｊ・ｆｓ
ここで，
Ｑ：発生荷重（N）
ｂ：部材の有効幅（mm）
ｊ：柱の中心間距離（mm）
ｊ＝ｄ×7／8
ｄ：有効せい（必要壁厚）（mm）
ｆｓ：短期許容応力度（N／mm２ ）必要壁厚は，解析により生じる面外せん断力，短期許容応力から下式のとおり算定され，面外せん断力による評価としての必要壁厚は 192 ㎜となる。
ｄ＝８／７×（Ｑ÷ｂ）÷ｆｓ
＝８／７×178(N／mm)÷1.06（N／mm２ ）＝192mm

4.

まとめ
圧縮軸力による評価及び面外せん断力による評価から算定した必要壁厚を
第 4 表に整理する。側壁コンクリートの必要壁厚は，圧縮軸力に対しては133mm，面外せん断力に対しては 192 ㎜となる。

第4表

必要壁厚

必要壁厚の算定結果

圧縮軸力による評価

面外せん断力
による評価

133mm

192mm

添付 3.5.2-19

91

別添 3
デブリ保持に必要な床スラブ厚さ評価

床スラブに係る荷重を評価し，コンクリートのせん断耐力から必要床スラブ
厚さを算定する。なお，本評価におけるコンクリートのせん断耐力は，終局強度に対して保守的な短期許容応力度を用いる。

1.

床スラブ荷重床スラブ荷重として，床スラブ自重及びデブリ等の床スラブ積載荷重を評
価する。

(1)

床スラブ自重床スラブ自重は，・床スラブのコンクリート体積：約 53.85m３
・鉄筋コンクリートの単位体積重量：24kN／m ３
より，床スラブ自重による荷重は約 1.30×10 ３ kN となる。

(2)

床スラブ積載荷重
床スラブ積載荷重は，デブリ，冷却水，コリウムシールド及びペデスタ
ル内構造物等の総重量を保守的に切り上げた値として 500ton を使用し，
約 4.90×10３ kN となる。

以上から，床スラブ荷重として約 6.20×10３ kN を用いる。

添付 3.5.2-20

92

2.

せん断応力による必要床スラブ厚さ
床スラブ端部の必要厚さは次のとおり算定される（第 1 図）。
必要せん断面積＝床スラブ荷重／短期許容せん断応力度
必要床スラブ厚さ＝必要せん断面積／床スラブ円周長ＲＣ規準に規定されている短期許容せん断応力度に基づき 1.06N／mm ２ を使用すると，必要床スラブ厚さはと算定される。

せん断荷重 Q

せん断面積 A

床スラブ
半径 a

第1図

床スラブのせん断荷重

Fc：コンクリートの設計基準強度

第2図

約 22.1（N／mm２ ）コンクリートの許容応力度

添付 3.5.2-21

93

別添 4
デブリ保持に必要な床スラブ鉄筋量評価

床スラブに係る荷重を評価し，鉄筋の終局曲げ強度から曲げ応力に対する必要鉄筋量を算定する。

1.

床スラブ荷重床スラブ荷重は別添 3 と同様に約 6.20×10３ kN を用いる。
分布荷重は床スラブ荷重を床面積で除した値であり

2.

となる。

曲げ応力による必要鉄筋量「機械工学便覧

基礎編 a3

材料力学」（第 1 図）に基づき，等分布荷重を受ける周辺単純支持の円板に作用するモーメントＭを算定する。
Ｍ＝（3＋ν）・ｐ・ａ ２ ／16＝
ここで，ν：ポアソン比 0.2ｐ：分布荷重ａ：床スラブ半径

添付 3.5.2-22

94算定したモーメント及び建築物の構造関係技術規準解説書（国土交通省ほか，2015）に示される終局曲げ強度算定式より，床スラブ本体部の幅 1m 当たりの必要鉄筋量を算定する。
必要鉄筋量＝Ｍ／（σ ｙ ・ｄ）＝
ここで，
σ ｙ ：鉄筋の降伏強度（345N／mm ２ ）の 1.1 倍 ※1＝379.5N／mm ２
ｄ ：床スラブの有効せい ※2＝※1 建築物の構造関係技術規準解説書では，終局強度算定にあたりＪＩＳ規格品の鉄筋の基準強度を 1.1 倍以下の数値とすることができるとされている※2 圧縮縁から引張側鉄筋の重心までの距離（第 2 図）

添付 3.5.2-2395

高温による影響を考慮した場合でも，床スラブの周辺固定が完全に失われることはないが，保守的に周辺単純支持条件での評価を実施

第1図

等分布荷重を受ける円板の応力計算式

第2図

床スラブの有効せい

添付 3.5.2-24

96

別添 5
熱影響を考慮した側壁コンクリートの構造評価

1.
(1)

側壁コンクリートの圧縮軸力に対する評価
評価方法
・ＲＰＶ等の重量は，側壁コンクリートに圧縮軸力として作用することから，コンクリートを対象に評価し，鉄筋については考慮しない。
・ＡＢＡＱＵＳコードによる熱伝導解析結果における側壁での径方向各厚さの温度（第 1 図）に対して，第 2 図に示すとおり包絡温度を設定する。
・各厚さ部分の包絡温度に対して，第 3 図に示す構造材料の耐火性ガイド
ブック（（社）日本建築学会，2017）（以下，「耐火性ガイドブック」という。）に示される加熱冷却後の圧縮強度残存比を参照し，コンクリ
ート侵食後の残存壁厚に対し健全なコンクリートとしてみなせる等価壁厚を算定する。
・上記手順により算定した等価壁厚と別添 2 に示すＲＰＶを支持するために必要な壁厚である 133mm とを比較し，等価壁厚が必要壁厚を上回ることを確認する。

(2)

評価結果
等価壁厚は約 1,229mm となり，ＲＰＶ支持に必要な壁厚 133mm を上回ることから，側壁コンクリートの圧縮軸力に対してＲＰＶ支持機能は維持される。

添付 3.5.2-25

97

2.
(1)

側壁基部コンクリートの面外せん断に対する評価
評価方法
・第 4 図に示すコンクリート面外せん断の短期許容応力度に，1.の圧縮軸力に対する評価にておいて設定した側壁部各厚さにおける包絡温度（第2 図）を考慮した圧縮強度残存比（第 3 図）を乗じて，高温影響を考慮したコンクリート強度を求める。
・ＲＣ規準の断面算定評価式に基づいて，面外せん断に対する等価壁厚を算定する。
Ｑ＝ｂ・ｊ・ｆｓ
ここで，
Ｑ：発生荷重（N）
ｂ：部材の有効幅（mm）
ｊ：柱の中心間距離（mm）
ｊ＝ｄ×7／8
ｄ：有効せい（必要壁厚）（mm）
ｆｓ：短期許容応力度（N／mm２ ）・上記手順により算定した等価壁厚と別添 2 に示すＲＰＶを支持するために必要な壁厚である 192mm とを比較し，等価壁厚が必要壁厚を上回ることを確認する。

(2)

評価結果
等価壁厚は約 1,276mm となり，ＲＰＶ支持に必要な壁厚 192mm を上回ることから，側壁基部コンクリートの面外せん断に対してＲＰＶ支持機能は維持される。

添付 3.5.2-2698側壁部温度変化

側壁部の熱伝導解析結果

最高温度（℃）

第1図

ペデスタル
内壁

第2図

ペデスタル中心からの距離（m）

ペデスタル
外壁

ペデスタル側壁における包絡温度の設定

添付 3.5.2-27

99

第３図

第4図

コンクリートの圧縮強度残存比

コンクリートの許容応力度

添付 3.5.2-28

100

別添 6
熱影響を考慮した床スラブのコンクリート及び鉄筋の構造評価

1.
(1)

床スラブコンクリートの面外せん断に対する評価
評価方法
・デブリ等の重量によるせん断応力は床スラブにせん断荷重として掛かることから，コンクリートを対象にせん断応力を評価し，鉄筋については考慮しない。
・ＡＢＡＱＵＳコードによる熱伝導解析結果における床スラブ鉄筋コンク
リート部の縦方向各厚さの温度（第 1 図）に対して，第 2 図に示すとおり包絡温度を設定する。
・各厚さ部分の包絡温度に対して，耐火性ガイドブックに示される加熱冷却後の圧縮強度残存比を参照し，健全なコンクリートとしてみなせる等
価壁厚を算定する。
・上記手順により算定した等価板厚と別添 3 に示すデブリ保持に必要な板厚であるとを比較し，等価壁厚が必要壁厚を上回ることを確認す

る。

(2)

評価結果
等価壁厚は約 618mm となり，デブリ保持に必要な板厚であるを上回るため，床スラブコンクリートの面外せん断に対してデブリ保持機能は維持される。

添付 3.5.2-29

101

2.

床スラブ鉄筋の曲げ応力に対する評価

(1)

評価方法
以下に熱影響を考慮した床スラブ鉄筋の構造評価の方法を示す。
・デブリ等の重量による曲げ応力は床スラブの鉄筋コンクリート部に引張荷重として掛かることから，図 3 に示す鉄筋を対象に曲げ応力を評価し，コンクリートについては考慮しない。
・ＡＢＡＱＵＳコードによる熱伝導解析結果より，下端筋位置では最大220℃程度まで温度上昇するため，第 4 図に示す耐火性ガイドブックの高温時の鉄筋強度を参考に，強度低下割合として 4 割を設定する。
・実機の床スラブ本体部の幅 1m あたりの鉄筋量に対し，上記の鉄筋強度劣化度合いを考慮し，健全な状態とみなせる鉄筋量を評価する。
・上記手順により算定した強度低下を考慮した鉄筋量と別添 3 に示すデブ
リ等の重量保持に必要な鉄筋量である幅 1m あたりとを比較し，

等価壁厚が必要壁厚を上回ることを確認する。

(2)

評価結果
強度低下を考慮した鉄筋量は要な鉄筋量は幅 1m あたりとなる。デブリ等の重量保持に必であり，必要な鉄筋量を上回ることから，曲げ応力に対してデブリ保持機能は確保される。

添付 3.5.2-30102床部温度変化ペデスタル温度評価結果

最高温度（℃）

第1図

鉄筋コンク
リート層上端第2図

鉄筋コンクリート層上端からの深さ（mm）

鉄筋コンク
リート層下端床スラブ鉄筋コンクリート部における包絡温度の設定

添付 3.5.2-31

103

コンクリート層

床スラブ本体部実施鉄筋量：（幅 1m 当たり）鉄筋
コンクリート層

第3図

床スラブの鉄筋コンクリート範囲

第4図

鉄筋強度の低下割合

添付 3.5.2-32

104

別添 7
鉄筋コンクリート内に発生する熱応力の取扱いについて

1.

はじめに
東海第二発電所のＭＣＣＩ及び水蒸気爆発を考慮した対策を踏まえ，ＲＰ
Ｖ破損時にペデスタルへ落下したデブリからの熱影響による鉄筋コンクリー
トの材料強度低下を考慮した構造健全性評価を行い，ペデスタルに要求されるＲＰＶ支持機能及びデブリ保持機能が損なわれないことを確認している。
一方，本事象に対する構造健全性評価では終局状態における機能維持確認の観点より，デブリからの伝熱によって鉄筋コンクリートに発生する熱応力は考慮しないこととしており，この取扱いの考え方について説明する。

2.

発生する熱応力（自己拘束的な応力）の解放について
第 1 図に鉄筋コンクリート構造物に発生する熱応力の解放原理について示す。ＲＰＶの破損後にデブリが落下・堆積し，その非常に高温な熱により，ペデスタル内側が高温状態となり膨張するが，周囲の拘束によって膨張は抑えられるため，ペデスタル内側には圧縮力が生ずる。一方，ペデスタル外側は，内側よりも温度が低いため熱膨張に対する反作用として引張力が生ずる。
次に，躯体の温度上昇に伴って熱膨張が進むと高温側（内側）には圧縮力が加算され，低温側（外側）には引張力が加算される。このように，定常状態からの温度上昇により，躯体内で熱応力（自己拘束的な応力）が発生する。
更に温度が上昇し，熱応力がコンクリートの許容引張力を上回るとコンクリ
ートにひび割れが発生する。熱応力は自己拘束的な応力であるため，ひび割れを生ずると，その部位の熱応力は解放される。終局状態は，ひび割れが複数発生した状態となり，熱応力のほとんどが解放されると考えられる。
添付 3.5.2-33

105

3.

ＣＣＶ規格における熱応力の取扱いについて
ペデスタルと同様の円筒形状構築物の設計規格である発電用原子力設備規格コンクリート製原子炉格納容器規格（（社）日本機械学会，2003）（以下，「ＣＣＶ規格」という。）では，各荷重状態における熱応力の取り扱いについて示されており，終局状態に相当する荷重状態Ⅳでは熱応力は無視してよいこととされている。また，荷重状態Ⅰ〜Ⅲでは，コンクリート部材の剛性，
ひび割れ等を考慮して適切に評価することにより算定することとされている。
第 2 図にＣＣＶ規格における熱力応力の扱いに関する記載を示す。
なお，ＣＣＶ規格では熱応力を算定する際の手法も示されており，荷重状
態Ⅰ，Ⅱでは弾性剛性を 1／2 に，荷重状態Ⅲでは 1／3 に一律に低減して算定する方法（一律低減法）が示されている。これはひび割れ等による部材剛性の低下により，鉄筋コンクリート部材の熱応力が低減するという性質を考慮したものであり，熱応力実験結果に基づいている。また，外力や熱応力に対する部材の塑性剛性（ひび割れ後のコンクリートの剛性等）を考慮した部
材断面の釣合いを評価して応力を算定する方法（ひび割れ断面法）も示され
ている。

4.

ペデスタルにおける熱的影響を考慮した解析的検討（参考）
前述のとおり，終局状態において躯体に生じる熱応力は解放されるが，ここでは，熱的影響による躯体材料の強度劣化を考慮した上で，外力や熱応力に対する部材の塑性剛性を考慮した部材断面の釣合いを算定し，応力と変形について評価することで，終局限界に対する健全性を検討する。

添付 3.5.2-34

106

(1)

評価方法
第 3 図に原子力施設鉄筋コンクリート構造計算規準・同解説（（社）日本建築学会，2005）（以下，「ＲＣ−Ｎ規準」という。）に記載されているひび割れ断面法による設計フローを，第 4 図に評価対象部位を示す。本
検討では，第 3 図に示す評価フローに準じて，デブリからの伝熱による熱応力として曲げモーメントが発生する上部側壁を対象に評価する。
温度荷重に対しては，ＮＡＳＴＲＡＮコードを用いて弾性剛性での温度応力解析にて曲げモーメントを評価し，断面の曲率について曲げ剛性（ＥＩ）を用いて求める。なお，ＮＡＳＴＲＡＮコードに入力した温度条件はコリウムシールド（15cm）設置を仮定したＭＡＡＰ解析に基づき設定する。
温度以外の荷重（固定荷重積載荷重）についても同様にＮＡＳＴＲＡＮコードにより応力を評価する。次に両者で得られた曲率を加算し，温度を含む応力組合せ時の断面の釣合い状態を評価（中立軸位置の算定）し応力度を算定する。なお，この時に断面に作用する軸力は積載されるＲＰＶ自重を含む通常運転時の軸力とし，曲げモーメントが終局状態に達するまで漸次増加させていく。また，仮定する断面の釣合い計算においては，最も温度勾配が高い時点での断面内の温度分布に対応した材料強度低減を考慮し復元力特性（Ｍ−φ関係）を算定する。

(2)

評価結果
第 4 図にペデスタル上部側壁の曲げモーメントが最大になる断面におけるＭ−φ関係図を示す。発生する熱応力に対する曲率は終局限界に対して十分に小さく，ペデスタルが十分な塑性変形能力を有していることを確認した。したがって，ペデスタル機能維持確認の観点では，デブリからの熱影響により発生する熱応力は考慮しなくとも支障はないことを確認した。
添付 3.5.2-35

107

【①】

【②】

【③】

【④】

第1図

第2図

熱応力が解放する原理

ＣＣＶ規格における熱応力の扱いに関する記載

添付 3.5.2-36

108

第3図

ひび割れ断面法による設計フロー（ＲＣ−Ｎ規準）

評価対象部位

第4図

評価対象部位

添付 3.5.2-37

109

7000

終局曲率
▼

曲げモーメント(kNm/m)

6000
5000
4000
3000
2000

発生曲率

1000
0
0

0.001

第5図

0.002

0.003

0.004 0.005
曲率(1/m)

0.006

0.007

0.008

曲げモーメント−曲率関係（Ｍ−φ関係）

添付 3.5.2-38

110解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価について（溶融炉心・コンクリート相互作用）
第 1 表
分類

重要現象

崩壊熱

解 析 コ ー ド に お け る 重 要 現 象 の 不 確 か さ が 運 転 員 等 操 作 時 間 及 び 評 価 項 目 と な る パ ラ メ ー タ に 与 え る 影 響 (1／ 3)
解析モデル
炉 心 モ デ ル（ 原 子
炉 出 力 及 び 崩 壊熱）

燃 料 棒 内 温度変化

燃 料 棒 表 面
熱伝達

燃 料 被 覆 管
酸化炉 心 モ デ ル（ 炉 心
熱水力モデル）

添付 3.5.4-1

溶 融 炉 心 の 挙 動
モ デ ル（ 炉 心 ヒ ー
トアップ）
炉心

不確かさ

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

入力値に含まれる。

「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響」にて確認。

「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響」にて確認。

TMI 事 故 解 析 に お け る 炉 心 ヒ ー ト ア ッ プ 時の 水 素 ガ ス 発 生 ，炉 心 領 域 で の 溶 融 進 展 状
態 に つ い て ， TMI 事 故 分 析 結 果 と 一 致 す る
ことを確認した。
CORA 実 験 解 析 に お け る ， 燃 料 被 覆 管 ， 制
御 棒及びチャンネルボックスの温度変化に つ い て ，測 定 デ ー タ と 良 く 一 致 す る こ とを確認した。
炉 心 ヒ ー ト ア ッ プ 速 度 の 増 加（ 被 覆 管 酸 化の 促 進 ）を 想 定 し ，仮 想 的 な 厳 し い 振 り 幅
で は あ る が ， ジ ル コ ニ ウ ム -水 反 応 速 度 の係数を 2 倍とした感度解析により影響を確認した。
・ TQUV， 大 破 断 LOCA シ ー ケ ン ス と も に ，
炉心溶融の開始時刻への影響は小さい。
・炉 心 下 部 プ レ ナ ム へ の 溶 融 炉 心 移 行 の 開
始時刻は，ほぼ変化しない。

炉 心 ヒ ー ト ア ッ プ に 関 す る モ デ ル は ，T M I 事 故 に
つ い て の 再 現 性 及 び CORA 実 験 に つ い て の 再 現 性を確認している。炉心ヒートアップの感度解析（ジルコニウム−水反応速度の係数についての感 度 解 析 ）で は ，炉 心 溶 融 時 間 及 び 炉 心 下 部 プ レ
ナムへの溶融炉心移行の開始時間に対する感度は 数 分 程 度 で あ り ，影 響 は 小 さ い こ と を 確 認 し ている。
本 評 価 事 故 シ ー ケ ン ス で は ，原 子 炉 圧 力 容 器 破 損
時点で常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替
格 納 容 器 ス プ レ イ 冷 却 系（ 常 設 ）に よ る 格 納 容 器
冷却操作及び常設低圧代替注水系ポンプを用いた 格 納 容 器 下 部 注 水 系（ 常 設 ）に よ る 溶 融 炉 心 への 注 水 操 作 を 実 施 す る が ，下 部 プ レ ナ ム へ の 溶 融
炉 心 移 行 の 開 始 時 間 の 不 確 か さ は 小 さ く ，下 部 プ
レナムへ溶融炉心が移行した際の原子炉圧力容器 温 度（ 下 鏡 部 ）の 上 昇 及 び 原 子 炉 圧 力 容 器 破 損時の格納容器下部水温の上昇は急峻であること
か ら ，常 設 低 圧 代 替 注 水 系 ポ ン プ を 用 い た 代 替 格
納 容 器 ス プ レ イ 冷 却 系（ 常 設 ）に よ る 格 納 容 器 冷却操作及び常設低圧代替注水系ポンプを用いた
格 納 容 器 下 部 注 水 系（ 常 設 ）に よ る 溶 融 炉 心 へ の注水操作に係る運転員等操作時間に与える影響は小さい。
原子炉水位挙動について原子炉圧力容器内のモデ ル が 精 緻 で あ る 解 析 コ ー ド SAFER の 評 価 結 果との比較により水位低下幅は解析コードＭＡＡ
Ｐの評価結果の方が保守的であることを確認して い る こ と か ら ，運 転 員 等 操 作 時 間 に 与 え る 影 響は小さい。

炉 心 ヒ ー ト ア ッ プ に 関 す る モ デ ル は ，T M I 事 故 に
つ い て の 再 現 性 及 び CORA 実 験 に つ い て の 再 現 性を確認している。炉心ヒートアップの感度解析（ジルコニウム−水反応速度の係数についての感 度 解 析 ）で は ，炉 心 溶 融 時 間 及 び 炉 心 下 部 プ レ
ナムへの溶融炉心移行の開始時間に対する感度は 数 分 程 度 で あ り ，影 響 は 小 さ い こ と を 確 認 し ている。
本 評 価 事 故 シ ー ケ ン ス で は ，原 子 炉 圧 力 容 器 破 損
時 点 で ペ デ ス タ ル（ ド ラ イ ウ ェ ル 部 ）に 事 前 水 張
り が 実 施 さ れ て い る こ と か ら ，評 価 項 目 と な る パ
ラメータに与える影響は小さい。

燃 料 被 覆 管変形

沸 騰 ・ ボ イ
ド率変化

気 液 分 離（ 水 位 変化 ） ・ 対 向流

原子炉水位挙動について原子炉圧力容器内のモデ ル が 精 緻 で あ る 解 析 コ ー ド SAFER の 評 価 結 果と の 比 較 に よ り 水 位 低 下 幅 は 解 析 コ ー ド MAAP の評価結果の方が保守的であることを確認している 。ま た ，原 子 炉 圧 力 容 器 破 損 時 点 で ペ デ ス タ ル（ ド ラ イ ウ ェ ル 部 ）に 事 前 水 張 り が 実 施 さ れ て い
る こ と か ら ，評 価 項 目 と な る パ ラ メ ー タ に 与 え る
影響は小さい。

添 付 資 料 3.5.4

炉 心 モ デ ル（ 炉 心
水位計算モデル）

TQUX シ ー ケ ン ス 及 び 中 小 破 断 LOCA シ ー ケ
ン ス に 対 し て ， MAAP コ ー ド と SAFER コ ードの比較を行い，以下の傾向を確認した。
・ MAAP コ ー ド で は SAFER コ ー ド で 考 慮 して い る CCFL を 取 り 扱 っ て い な い こ と 等
か ら ，水 位 変 化 に 差 異 が 生 じ た も の の 水
位 低 下 幅 は MAAP コ ー ド の 方 が 保 守 的 で
あ り ，そ の 後 の 注 水 操 作 に よ る 有 効 燃 料
棒頂部までの水位回復時 刻は両 コード
で同等である。

111

第 1 表分類

重要現象解 析 コ ー ド に お け る 重 要 現 象 の 不 確 か さ が 運 転 員 等 操 作 時 間 及 び 評 価 項 目 と な る パ ラ メ ー タ に 与 え る 影 響 (2／ 3)
解析モデ
ル

リ ロ ケ ー ション

構 造 材 と の熱伝達

添付 3.5.4-2

原子炉
圧力容器
（炉心損
傷後）

下 部 プ レ ナ
ム で の 溶 融
炉 心 の 熱 伝
達

原 子 炉 圧 力
容器破損

原 子 炉 圧 力
容 器 内 FP 挙動

溶 融 炉 心の 挙 動 モデ ル （ リロ ケ ー ション）

溶 融 炉 心の 挙 動 モデ ル （ 下部 プ レ ナム で の 溶融 炉 心 挙動）

溶 融 炉 心の 挙 動 モデ ル （ 原子 炉 圧 力容 器 破 損モデル）

核 分 裂 生成 物（ F P ）
挙 動 モ デル

不確かさ

運転員等操作時間に与える影響

・ TMI 事 故 解 析 に お け る 炉 心 領 域 で の 溶
融 進 展 状 態 に つ い て ， TMI 事 故 分 析 結
果と一致することを確認した
・リ ロ ケ ー シ ョ ン の 進 展 が 早 ま る こ と を
想 定 し ，炉 心 ノ ー ド 崩 壊 の パ ラ メ ー タ
を 低 下 さ せ た感 度 解 析 に よ り 影 響 を確認した。
・ TQUV， 大 破 断 LOCA シ ー ケ ン ス と も に ，炉 心 溶 融 時 刻 ，原 子 炉 圧 力 容 器 破 損 時
刻への影響が小さいことを確認した。

溶 融 炉 心 の 挙 動 モ デ ル は T M I 事 故 に つ い て の 再 現 性 を 確 認 し て い る 。また ，炉 心 ノ ー ド 崩 壊 の パ ラ メ ー タ を 低 下 さ せ た 感 度 解 析 に よ り 原 子 炉 圧
力 容 器 破 損 時 間 に 与 え る 影 響 は 小 さ い こ と を 確 認 し て い る 。原 子 炉 圧 力
容 器 の 破 損 の 影 響 を 受 け る 可 能 性 が あ る 操 作 と し て は ，常 設 低 圧 代 替 注
水 系 ポ ン プ を 用 い た 代 替 格 納 容 器 ス プ レ イ 冷 却 系（ 常 設 ）に よ る 格 納 容器冷却操作及び常設低圧代替注水系ポンプを用いた格納容器下部注水系（ 常 設 ）に よ る 溶 融 炉 心 へ の 注 水 操 作 が あ る が ，下 部 プ レ ナ ム へ の 溶
融 炉 心 移 行 の 開 始 時 間 の 不 確 か さ は 小 さ く ，下 部 プ レ ナ ム へ 溶 融 炉 心 が移 行 し た 際 の 原 子 炉 圧 力 容 器 温 度（ 下 鏡 部 ）の 上 昇 及 び 原 子 炉 圧 力 容 器
破 損 時 の 格 納 容 器 下 部 水 温 の 上 昇 は 急 峻 で あ る こ と か ら ，原 子 炉 圧 力 容器の破損を起点としている常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格
納 容 器 ス プ レ イ 冷 却 系（ 常 設 ）に よ る 格 納 容 器 冷 却 操 作 及 び 常 設 低 圧 代
替 注 水 系 ポ ン プ を 用 い た 格 納 容 器 下 部 注 水 系（ 常 設 ）に よ る 溶 融 炉 心 への注水操作に係る運転員等操作時間に与える影響は小さい。
溶 融 炉 心 の 挙 動 モ デ ル は T M I 事 故 に つ い て の 再 現 性 を 確 認 し て い る 。また ，下 部 プ レ ナ ム と 溶 融 炉 心 の 熱 伝 達 に 関 す る 感 度 解 析 に よ り ，原 子 炉
圧力容器破損時間に与える影響は小さいことを確認している。
原 子 炉 圧 力 容 器 破 損 の 影 響 を 受 け る 可 能 性 が あ る 操 作 と し て は ，常 設 低
圧 代 替 注 水 系 ポ ン プ を 用 い た 代 替 格 納 容 器 ス プ レ イ 冷 却 系（ 常 設 ）に よる格納容器冷却操作及び常設低圧代替注水系ポンプを用いた格納容器
下 部 注 水 系（ 常 設 ）に よ る 溶 融 炉 心 へ の 注 水 操 作 が あ る が ，原 子 炉 圧 力
容 器 破 損 時 間 の 不 確 か さ は 小 さ い こ と か ら ，原 子 炉 圧 力 容 器 の 破 損 を 起点としている常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器スプレ
イ 冷 却 系（ 常 設 ）に よ る 格 納 容 器 冷 却 操 作 及 び 常 設 低 圧 代 替 注 水 系 ポ ン
プ を 用 い た 格 納 容 器 下 部 注 水 系（ 常 設 ）に よ る 溶 融 炉 心 へ の 注 水 操 作 に係る運転員等操作時間に与える影響は小さい。
制 御 棒 駆 動 機 構 ハ ウ ジ ン グ 溶 接 部 の 破 損 判 定 に 用 い る 最 大 ひ ず み（ し きい 値 ）に 関 す る 感 度 解 析 に よ り 最 大 ひ ず み を 低 下 さ せ た 場 合 に 原 子 炉 圧
力容器破損時間が早まることを確認しているが，原子炉圧力容器破損（ 事 象 発 生 か ら 約 4.5 時 間 後 ） に 対 し て ， 十 数 分 早 ま る 程 度 で あ り ， 常
設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却操作及び常設低圧代替注水系ポンプを用いた格納
容 器 下 部 注 水 系（ 常 設 ）に よ る 溶 融 炉 心 へ の 注 水 操 作 は 中 央 制 御 室 か ら
速 や か に 実 施 可 能 な 操 作 で あ る こ と か ら ，原 子 炉 圧 力 容 器 破 損 を 操 作 開
始の起点としている常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器
ス プ レ イ 冷 却 系（ 常 設 ）に よ る 格 納 容 器 冷 却 操 作 及 び 常 設 低 圧 代 替 注 水系 ポ ン プ を 用 い た 格 納 容 器 下 部 注 水 系（ 常 設 ）に よ る 溶 融 炉 心 へ の 注 水操作に係る運転員等操作時間に与える影響は小さい。

・ TMI 事 故 解 析 に お け る 下 部 プ レ ナ ム の温 度 挙 動 に つ い て ， TMI 事 故 分 析 結 果と一致することを確認した。
・下 部 プ レ ナ ム 内 の 溶 融 炉 心 と 上 面 水 プ
ー ル と の 間 の 限 界 熱 流 束 ，下 部 プ レ ナ
ム ギ ャ ッ プ 除熱 量 に 係 る 係 数 に 対 す
る 感 度 解 析 を 行 い ，原 子 炉 圧 力 容 器 破
損 時 刻 等 の 事象 進 展 に 対 す る 影 響 が小さいことを確認した。

原 子 炉 圧 力 容 器破 損 に影 響 す る 項目 とし て 制 御 棒 駆 動機 構 ハウ ジ ン グ 溶接 部の 破 損 判 定 に 用 い る 最 大 ひ ず み（ し き い値 ） を パ ラ メ ータ と した 感 度 解 析を 行
い ， 原 子 炉 圧 力 容 器 破 損 時 刻 が 約 13 分
早 ま る こ と を 確 認 し た 。た だ し ，仮 想 的な厳しい条件に基づく解析結果であり，
実 機 に お け る 影響 は 十分 小 さ い と判 断される。

PHEBUS-FP 実 験 解 析 に よ り ，FP 放 出 の 開
始 時 間 を 良 く 再 現 で き て い る も の の ，燃料 被 覆 管 温 度 を高 め に評 価 す る こと に
よ り ， 急 激 な FP 放 出 を 示 す 結 果 と な った 。た だ し ，こ の 原 因 は 実 験 の 小 規 模 な
炉 心 体 系 の 模 擬 に よ る も の で あ り ，実 機の 大 規 模 な 体 系に お いて こ の 種 の不 確
かさは小さくなると考えられる。

本 評 価 事 故 シ ー ケ ン ス で は ，炉 心 損 傷 後 の 原 子 炉 圧 力 容 器 内 Ｆ Ｐ 放 出 を
操 作 開 始 の 起 点 と し て い る 運 転 員 等 操 作 は な い こ と か ら ，運 転 員 等 操 作に与える影響はない。

評価項目となるパラメータに与える影響
溶 融 炉 心 の 挙 動 モ デ ル は TMI 事 故 に
つ い て の 再 現 性 を 確 認 し て い る 。また ，炉 心 ノ ー ド 崩 壊 の パ ラ メ ー タ を
低 下 さ せ た 感 度 解 析 に よ り ，原 子 炉
圧 力 容 器 破 損 時 間 に 与 え る 影 響 は
小さいことを確認している。
本 評 価 事 故 シ ー ケ ン ス で は ，原 子 炉
圧 力 容 器 破 損 時 点 で ペ デ ス タ ル（ ドラ イ ウ ェ ル 部 ）に 事 前 水 張 り が 実 施
さ れ て い る こ と か ら ，評 価 項 目 と な
る パ ラ メ ー タ に 与 え る 影 響 は 小 さい。

溶 融 炉 心 の 挙 動 モ デ ル は TMI 事 故 に
つ い て の 再 現 性 を 確 認 し て い る 。また ，下 部 プ レ ナ ム と 溶 融 炉 心 の 熱 伝
達 に 関 す る 感 度 解 析 に よ り 原 子 炉
圧 力 容 器 破 損 時 間 に 与 え る 影 響 は
小さいことを確認している。
本 評 価 事 故 シ ー ケ ン ス で は ，原 子 炉
圧 力 容 器 破 損 時 点 で ペ デ ス タ ル（ ドラ イ ウ ェ ル 部 ）に 事 前 水 張 り が 実 施
さ れ て い る こ と か ら ，評 価 項 目 と な
る パ ラ メ ー タ に 与 え る 影 響 は 小 さい。
制 御 棒 駆 動 機 構 ハ ウ ジ ン グ 溶 接 部の 破 損 判 定 に 用 い る 最 大 ひ ず み（ しき い 値 ）に 関 す る 感 度 解 析 に よ り 最
大 ひ ず み を 低 下 さ せ た 場 合 に 原 子
炉 圧 力 容 器 破 損 時 間 が 早 ま る こ とを 確 認 し て い る が ，原 子 炉 圧 力 容 器
破 損 （ 事 象 発 生 か ら 約 4.5 時 間 後 ）に 対 し て ，早 ま る 時 間 は わ ず か で あり ，破 損 時 間 が わ ず か に 早 ま っ た 場
合 に お い て も ，ペ デ ス タ ル（ ド ラ イ
ウ ェ ル 部 ）に 事 前 水 張 り が 実 施 さ れて い る こ と か ら ，評 価 項 目 と な る パ
ラメータに与える影響は小さい。
原 子 炉 圧 力 容 器 内 FP 挙 動 と 溶 融 炉
心 と の 相 互 作 用 に よ る コ リ ウ ム シ
ー ル ド 及 び コ ン ク リ ー ト の 侵 食 量に 関 連 は な い こ と か ら ，評 価 項 目 とな る パ ラ メ ー タ に 与 え る 影 響 は ない。

112

第 1 表分類

重要現象解 析 コ ー ド に お け る 重 要 現 象 の 不 確 か さ が 運 転 員 等 操 作 時 間 及 び 評 価 項 目 と な る パ ラ メ ー タ に 与 え る 影 響 (3／ 3)
解析モデル

原 子 炉 圧 力
容 器 外 FCI
（ 溶 融 炉 心
細粒化）
原 子 炉 圧 力
容 器 外 FCI
（ デ ブ リ 粒子熱伝達）

格 納 容 器 下部 床 面 で の溶 融 炉 心 の拡がり

添付 3.5.4-3

溶融炉心挙動モデル（格納容器下部での
溶 融 炉 心 挙
動）

格納容器
（炉心損
傷後）

溶 融 炉 心 と格 納 容 器 下部 プ ー ル 水の伝熱

溶 融 炉 心 と
コ ン ク リ ートの伝熱コ ン ク リ ー
ト 分 解 及 び
非 凝 縮 性 ガ
ス発生

不確かさ

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

原 子 炉 圧 力 容 器 外 FCI 現 象 に 関 す る 項 目 と し て エントレインメント係数及びデブリ粒子径をパラメ
ー タ と し て 感 度 解 析 を 行 い ，原 子 炉 圧 力 容 器 外 F C Iによって生じる圧力スパイクへの感度が小さいことを確認した。

本 評 価 事 故 シ ー ケ ン ス で は ，原 子 炉 圧 力 容
器外 の 溶 融燃 料 − 冷却 材 相 互作 用に よ る
圧力 ス パ イク を 起 点と し た 運転 員等 操 作
は な い こ と か ら ，運 転 員 等 操 作 時 間 に 与 え
る影響はない。

溶融炉心の拡がり実験や評価に関する知見に基づき，落下した溶融炉心は床上全体に均一に拡がると想定される。ただし，堆積形状の不確かさが想定されるため，個別プラントのペデスタルの形状
や事前水張りの深さを踏まえて，拡がりを抑制した感度解析等の取扱いを行うことが適切と考えられる。

本 評 価 事 故 シ ー ケ ン ス で は ，コ リ ウ ム シ ー
ルド 及 び コン ク リ ート の 侵 食を 操作 開 始の起 点 と して い る 運転 員 等 操作 はな い こと か ら ，運 転 員 等 操 作 時 間 に 与 え る 影 響 はない。

エントレインメント係数の感度解析より溶融炉心の細粒化割合がコンクリート侵食に与える感度は小さいことを確認している。また，このことは，
エントレインメント係数の不確かさにより溶融炉
心の細粒化割合が変化した場合でも溶融炉心の温度に対する感度は小さいことを示しており，コリ
ウムシールド侵食に与える感度についても同様に小さいと考えられることから，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。
溶 融 炉 心 の 拡 が り が 抑 制 さ れ る と 想 定 し た 場 合
は，種々の不均一な堆積形状を考慮しても，拡がりが抑制されないペデスタル（ドライウェル部）
への均一堆積形状の方が溶融炉心と水の伝熱面積が 大 き く な り ，溶 融 炉 心 が 冷 却 さ れ る 傾 向 と な る 。
拡がりが抑制されない均一堆積形状の場合，溶融
炉心落下時点における溶融炉心とコリウムシール
ドの接触面温度はコリウムシールドの侵食開始温度を下回っており，また，溶融炉心への注水によって溶融炉心は継続的に冷却されることから，溶融炉心の拡がりが抑制されると想定した場合においても，コリウムシールド及びコンクリートの侵食への影響はなく，評価項目となるパラメータに与える影響はない。
エントレインメント係数，溶融炉心からプール水への熱流束及び溶融プール−クラスト間の熱伝達係数の感度解析を踏まえ，コンクリート侵食量について支配的な溶融炉心からプール水への熱流束についての感度解析を実施した。
溶融炉心落下時点における溶融炉心とコリウムシールドの接触面温度はコリウムシールドの侵食開始温度を下回っていること，また，格納容器下部
注水系（常設）によるペデスタル（ドライウェル部）注水によって溶融炉心は継続的に冷却されることから，コリウムシールド及びコンクリートの侵食は生じず，原子炉圧力容器の支持機能を維持できる。
コリウムシールドの伝熱物性値の温度依存性の影
響を確認する観点より感度解析を実施した。
MAAP 解 析 結 果 を 包 絡 す る 温 度 境 界 条 件 を 想 定 し た
場合においても，コリウムシールド外表面と接す
るペデスタル（ドライウェル部）のコンクリート
温度は侵食が開始する温度に至らないことから，
評 価 項 目 と な る パ ラ メ ー タ に 与 え る 影 響 は 小 さい。
（ 添 付 資 料 3.5.1）

溶融炉心・コンクリート相互作用への影響の観点
で，エントレインメント係数，上面熱流束及び溶融プールからクラストへの熱伝達係数をパラメータとした感度解析を行った。評価の結果，コンク
リート侵食量に対して上面熱流束の感度が支配的であることを確認した。また，上面熱流束を下限
値 と し た 場 合 で も ， コ ン ク リ ー ト 侵 食 量 が 22.5cm程度に収まることを確認した。
上記の感度解析は，想定される範囲で厳しい条件を与えて感度を確認したものであり，不確かさを考慮しても実機でのコンクリート侵食量は感度解析よりも厳しくなることはないと考えられる。
ACE 実 験 解 析 及 び SURC-4 実 験 解 析 よ り ， 溶 融 炉 心堆積状態が既知である場合の溶融炉心とコンクリートの伝熱及びそれに伴うコンクリート侵食挙動について妥当に評価できることを確認した。
実 験 で 確 認 さ れ て い る 侵 食 の 不 均 一 性 に つ い ては ， 実 験 に お け る 侵 食 の ば ら つ き が MAAP コ ー ド の
予 測 侵 食 量 の 20%の 範 囲 内 に 収 ま っ て い る こ と から，上面熱流束の感度に比べて影響が小さいことを確認した。

113

第 2 表項目

解 析 条 件 を 最 確 条 件 と し た 場 合 に 運 転 員 等 操 作 時 間 及 び 評 価 項 目 と な る パ ラ メ ー タ に 与 え る 影 響 (1／ 6)

解析条件（初期条件，事故条件及び機器条件）の不確かさ
解析条件

3,293MW

約 3,279MW〜
約 3,293MW（実績値）

6.93MPa[gage]

約 6.91〜 約
6.94MPa[gage]
（実績値）

原子炉水位

通常運転水位（セパレータス
カート下端から＋ 126cm）

通常運転水位（セパレータス
カート下端から
約 ＋ 122cm〜
約 ＋ 132cm）
（実績値）

炉心流量

48,300t／ h（定格流量（ 100％ ） ）

定格流量の
約 86％ 〜 約 104％（実績値）

原子炉熱出力

原子炉圧力(圧 力 容 器 ド
ーム部)

初期条件

添付 3.5.4-4

燃料

原子炉停止後の崩壊熱

９ ×９ 燃 料(Ａ 型 )ANSI/ANS5.1-1979
燃 焼 度 33GWd／ t

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

定格熱出力を設定最確条件とした場合には，原子炉停止後の崩壊熱が緩和される。最確条件とした場合の運転員等操作時間への影響は，原子炉停止後の崩壊熱にて説明する。

最確条件とした場合には，原子炉停止後の崩壊熱が緩和される。最確条件とした場合の評価項目となるパラメータに与える影響は，原子炉停止後の崩壊熱にて説明する。

定格圧力を設定最確条件とした場合には，ゆらぎにより解析条件
に対して変動を与えうるが，原子炉圧力は逃がし
安全弁により制御されるため事象進展に及ぼす影
響 は な く ，運 転 員 等 操 作 時 間 に 与 え る 影 響 は な い 。

最確条件とした場合には，ゆらぎにより解析条件
に対して変動を与えうるが，原子炉圧力は逃がし
安全弁により制御されるため事象進展に及ぼす影響はなく，評価項目となるパラメータに与える影響はない。

通常運転水位を設定

最確条件とした場合には，ゆらぎにより解析条件
に対して変動を与えうるが，ゆらぎの幅は事象発
生 後 の 水 位 低 下 量 に 対 し て 非 常 に 小 さ い 。例 え ば ，ス ク ラ ム 10 分 後 の 原 子 炉 水 位 の 低 下 量 は ， 高 圧 が維 持 さ れ た 状 態 で も 通 常 運 転 水 位 か ら 約 3m で あ るの に 対 し て ， ゆ ら ぎ に よ る 水 位 低 下 量 は 約 40mm であり非常に小さい。したがって，事象進展に及ぼす影響は小さく，運転員等操作時間に与える影響は小さい。
事象発生後早期に原子炉はスクラムするため，初期炉心流量が事象進展に与える影響は小さく，運転員等操作時間に与える影響は小さい。

最確条件とした場合には，ゆらぎにより解析条件
に対して変動を与えうるが，ゆらぎの幅は事象発
生 後 の 水 位 低 下 量 に 対 し て 非 常 に 小 さ い 。例 え ば ，ス ク ラ ム 10 分 後 の 原 子 炉 水 位 の 低 下 量 は ， 高 圧 が維 持 さ れ た 状 態 で も 通 常 運 転 水 位 か ら 約 3m で あ るの に 対 し て ， ゆ ら ぎ に よ る 水 位 低 下 量 は 約 40mm であり非常に小さい。したがって，事象進展に及ぼす影響は小さく，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。
事象発生後早期に原子炉はスクラムするため，初期炉心流量が事象進展に与える影響は小さく，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。

最 確 条 件 と し た 場 合 に は ，９ × ９ 燃 料 の Ａ 型 又 は Ｂ型の炉心となるか，それらの混在炉心となるが，いずれの型式も燃料の熱水力特性はほぼ同等であり，事象進展に及ぼす影響は小さいことから，運転員等操作時間に与える影響は小さい。

最 確 条 件 と し た 場 合 に は ，９ × ９ 燃 料 の Ａ 型 又 は Ｂ型の炉心となるか，それらの混在炉心となるが，いずれの型式も燃料の熱水力特性はほぼ同等であり，事象進展に及ぼす影響は小さいことから，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。

最確条件とした場合は，解析条件で設定している
崩壊熱よりもおおむね小さくなるため，発生する
水蒸気は少なくなり，原子炉圧力容器破損に至るまでの事象進展は緩和されるが，操作手順（常設
低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器スプ
レイ冷却系（常設）による格納容器冷却操作及び常設低圧代替注水系ポンプを用いた格納容器下部
注水系（常設）による溶融炉心への注水操作を実施すること）に変わりはないことから，運転員等操作時間に与える影響はない。

最確条件は解析条件で設定している崩壊熱よりもおおむね小さくなるため，溶融炉心の持つエネル
ギが小さくなることから，評価項目となるパラメータの判断基準に対する余裕は大きくなる。

条件設定の考え方

最確条件

装荷炉心ごと燃焼度
33GWd／ t 以 下（実績値）

定格流量を設定

９ ×９ 燃 料 (Ａ 型 )と ９ ×
９ 燃 料 (Ｂ 型 )は ， 熱 水 力
的 な 特 性 は ほ ぼ 同 等 であり，その他の核的特性
等 の 違 い は 燃 料 棒 最 大
線 出 力 密 度 の 保 守 性 に包含されることから，代表 的 に ９ ×９ 燃 料 (Ａ 型 )を設定
崩 壊 熱 が 大 き い 方 が 原子 炉 水 位 低 下 及 び 格 納
容 器 圧 力 上 昇 の 観 点 で厳しい設定となるため，
崩 壊 熱 が 大 き く な る 燃
焼度の高い条件として，
1 サ イ ク ル の 運 転 期 間(13 ヶ 月 ) に 調 整 運 転 期
間 (約 1 ヶ 月 )を 考 慮 し た
運 転 期 間 に 対 応 す る 燃
焼度を設定。

114

第 2 表項目

解 析 条 件 を 最 確 条 件 と し た 場 合 に 運 転 員 等 操 作 時 間 及 び 評 価 項 目 と な る パ ラ メ ー タ に 与 え る 影 響 (2／ 6)

解析条件（初期条件，事故条件及び機器条件）の不確かさ
解析条件

格納容器圧力5kPa[gage]

約 2.2〜 約 4.7
kPa[gage]（実績値）

格納容器雰囲気温度

57℃

約 25℃ 〜 約 58℃（実績値）

格納容器体積（ドライウェ
ル）

5,700m３

5,700m３
（設計値）

初期条件

添付 3.5.4-5

格納容器体積（ウェットウェル）

サプレッショ
ン・プール水位

サプレッショ
ン・プール水温度

空 間 部：4,100m３
液 相 部：3,300m３

6.983m（通常運転水位− 4.7cm）

32℃

条件設定の考え方

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

格 納 容 器 圧 力 の 観 点 で厳 し い 高 め の 設 定 と して，通常運転時の圧力を包含する値を設定。

最確条件とした場合は，解析条件で設定している
格納容器圧力より低くなるが，格納容器圧力を操作開始の起点としている運転員等操作はないことから，運転員等操作時間に与える影響はない。

最確条件とした場合には，解析条件で設定している格納容器圧力より低くなるが，溶融炉心・コン
クリート相互作用による侵食量という観点では，直接的な影響はないことから，評価項目となるパラメータに与える影響はない。

ド ラ イ ウ ェ ル 内 ガ ス 冷却 装 置 の 設 計 温 度 を 設定。

最確条件とした場合は，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与え得るが，ドライウェル雰囲気温度を操作開始の起点としている運転員等操作はないことから，運転員等操作時間に与える影響はない。

最確条件とした場合には，ゆらぎにより解析条件
に対して変動を与え得るが，溶融炉心・コンクリ
ート相互作用による侵食量という観点では，直接的な影響はないことから，評価項目となるパラメータに与える影響はない。

設計値を設定解析条件と最確条件は同様であることから，事象進展に与える影響はなく，運転員等操作時間に与える影響はない。

解析条件と最確条件は同様であることから，事象進展に与える影響はなく，評価項目となるパラメータに与える影響はない。

サプレッション・プール
で の 圧 力 抑 制 効 果 が 厳
し く な る 少 な め の 水 量として，保安規定の運転上 の 制 限 に お け る 下 限値を設定

最確条件とした場合は，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与え得るが，ゆらぎによる格納容器
体積（サプレッション・チェンバ）の液相部の変化分は通常時に対して非常に小さい。例えば，サプ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 水 位 が 6.983m の 時 の 水 量 は3,300m３ で あ る の に 対 し ， ゆ ら ぎ （ 0.087m） に よ る
水 量 変 化 は 約 42m３ で あ り ， そ の 割 合 は 初 期 保 有 水
量 の 約 1 . 3 ％ と 非 常 に 小 さ い 。し た が っ て ，事 象 進展に与える影響は小さいことから，運転員等操作時間に与える影響は小さい。

最確条件とした場合は，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与え得るが，ゆらぎによる格納容器
体積（サプレッション・チェンバ）の液相部の変化分は通常時に対して非常に小さい。例えば，サプ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 水 位 が 6.983m の 時 の 水 量 は3,300m３ で あ る の に 対 し ， ゆ ら ぎ （ 0.087m） に よ る
水 量 変 化 は 約 42m３ で あ り ， そ の 割 合 は 初 期 保 有 水
量 の 約 1 . 3 ％ と 非 常 に 小 さ い 。し た が っ て ，事 象 進展に与える影響は小さいことから，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。

サプレッション・プール
で の 圧 力 抑 制 効 果 が 厳
し く な る 低 め の 水 位 として，保安規定の運転上の 制 限 に お け る 下 限 値を設定

最確条件とした場合は，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与え得るが，ゆらぎによるサプレッ
ション・プール水位の変化分は通常時に対して非常に小さい。例えば，サプレッション・プール水
位 が 6.983m の 時 の 水 量 は 3,300m３ で あ る の に 対
し ， ゆ ら ぎ （ 0.087m） に よ る 水 量 変 化 は 約 42m３ で
あ り ，そ の 割 合 は 初 期 保 有 水 量 の 約 1 . 3 ％ と 非 常 に小さい。したがって，事象進展に与える影響は小さいことから，運転員等操作時間に与える影響は小さい。

最確条件とした場合は，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与え得るが，ゆらぎによるサプレッ
ション・プール水位の変化分は通常時に対して非常に小さい。例えば，サプレッション・プール水
位 が 6.983m の 時 の 水 量 は 3,300m３ で あ る の に 対
し ， ゆ ら ぎ （ 0.087m） に よ る 水 量 変 化 は 約 42m３ で
あ り ，そ の 割 合 は 初 期 保 有 水 量 の 約 1 . 3 ％ と 非 常 に小さい。したがって，事象進展に与える影響は小さいことから，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。

サプレッション・プール
で の 圧 力 抑 制 効 果 が 厳
し く な る 高 め の 水 温 として，保安規定の運転上の 制 限 に お け る 上 限 値を設定。

最確条件とした場合は，解析条件で設定している
サプレッション・プール水温度よりおおむね低くなるが，サプレッション・プール水温度を操作開
始 の 起 点 と し て い る 運 転 員 等 操 作 は な い こ と から，運転員等操作時間に与える影響はない。

最確条件とした場合には，解析条件で設定しているサプレッション・プール水温度よりおおむね低くなるが，溶融炉心・コンクリート相互作用による侵食量という観点では，直接的な影響はないことから，評価項目となるパラメータに与える影響
はない。

最確条件

空間部：
約 4,092m３ 〜
約 4,058m３
液相部：
約 3,308m３ 〜
約 3,342m３（実績値）

約 7.000m〜
約 7.070m（実績値）

約 15℃ 〜 約 32℃
（実績値）

115

第 2 表項目

解 析 条 件 を 最 確 条 件 と し た 場 合 に 運 転 員 等 操 作 時 間 及 び 評 価 項 目 と な る パ ラ メ ー タ に 与 え る 影 響 (3／ 6)

解析条件（初期条件，事故条件及び機器条件）の不確かさ
解析条件

最確条件

溶融炉心からプール水への熱流束

800kW／ m２ 相 当（ 圧 力 依 存 あり）

800kW／ m２ 相 当（ 圧 力 依 存 あり）

ペ デ ス タ ル
（ドライウェル部）
水張り水位

ペデスタル（ドライウェル部）
床 面 か ら 1m

ペ デ ス タ ル （ ドラ イ ウ ェ ル 部 ）床 面 か ら 1m

コンクリートの種類

玄 武 岩 系 コ ン ク
リート

玄 武 岩 系 コ ン ク
リート

初期条件

添付 3.5.4-6

コンクリート以外の素材の扱い

鉄 筋 は 考 慮 し ない

コ ン ク リ ー ト 以
外 の 素 材 を 考 慮する

原子炉圧力容器下部及びのペ デ ス タ ル
（ドライウェ
ル部）内構造物の扱い

ペデスタル（ドライウェル部）に落下する溶融物とは扱わない

部 分 的 な 溶 融 が生 じ ， ペ デ ス タル （ ド ラ イ ウ ェル 部 ） に 落 下 する可能性がある

ベント管真空破壊装置作動差圧

3.45kPa（ドライウェル
−サプレッション・チェンバ間
差圧）

3.45kPa（ドライウェル
−サプレッション・チェンバ間
差圧）（設定値）

外部水源の温度

35℃

35℃ 以 下外部水源の容量

約 9,300m

燃料の容量

約 1,010kL３

約 9,300m３ 以 上（北側淡水池＋
高所淡水池＋代替淡水貯槽）
1,010kL 以 上（ 軽 油 貯 蔵 タ ン
ク ＋ 可 搬 型 設 備
用軽油タンク）

条件設定の考え方

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

過 去 の 知 見 に 基 づ き 事
前 水 張 り の 効 果 を 考 慮して設定「 原 子 炉 圧 力 容 器 外 の溶 融 燃 料 − 冷 却 材 相 互作用」に伴う水蒸気爆発の 発 生 を 仮 定 し た 場 合の 影 響 を 小 さ く 抑 え つつ，「溶融炉心・コンク
リート相互作用」の緩和
効 果 に 期 待 で き る 深 さを考慮して設定
使 用 し て い る 骨 材 の 種
類から設定
鉄 筋 に つ い て は コ ン ク
リ ー ト よ り も 融 点 が 高
い こ と か ら 保 守 的 に 考
慮しない

解析条件と最確条件は同等であることから，事象進展に影響はない。本評価事故シーケンスでは，
コリウムシールド及びコンクリートの侵食を操作
開始の起点としている運転員等操作はないことから，運転員等操作時間に与える影響はない。

解析条件と最確条件は同等であることから，事象進展に影響はなく，評価項目となるパラメータに与える影響はない。
コンクリート侵食量に対しては上面熱流束の感度が支配的であり，実験で確認されている侵食面における侵食の不均一性等の影響を確認する観点か
ら感度解析を実施した。その結果，コリウムシー
ルド及びコンクリートの侵食は生じず，原子炉圧
力容器の支持機能を維持できることを確認した。
（ 添 付 資 料 3.5.1）

最確条件とした場合は，コンクリートより融点の高い鉄筋の耐熱の効果により，コンクリートの侵食が抑制される可能性があるが，コンクリートの侵食を操作開始の起点としている運転員等操作はないことから，運転員等操作時間に与える影響はない。

最確条件とした場合は，コンクリートより融点の高い鉄筋の耐熱の効果により，コンクリートの侵食が抑制される可能性があることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。

発 熱 密 度 を 下 げ な い よう保守的に設定最確条件とした場合は，溶融物の発熱密度が下がるため，コリウムシールド及びコンクリートの侵食が抑制されるが，コリウムシールド及びコンクリートの侵食を操作開始の起点としている運転員
等操作はないことから，運転員等操作時間に与える影響はない。
解析条件と最確条件は同様であることから，事象進展に与える影響はなく，運転員等操作時間に与える影響はない。

最確条件とした場合は，溶融物の発熱密度が下がるため，コリウムシールド及びコンクリートの侵食が抑制されることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。

運転員等操作としては常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替角の容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却操作及び常設低圧代替注水系ポンプを用いた格納容器下部注水系（常設）による溶融炉心への注水操作となるが，本パラメータによる影響を受けることはないことから，運転員等操作時間に与える影響はない。

外部水源の温度が低い場合，溶融炉心・コンクリ
ート相互作用による侵食量という観点では溶融炉心からの除熱が促進されることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。

真空破壊装置の設定値

格 納 容 器 ス プ レ イ に よる 圧 力 抑 制 効 果 の 観 点
で 厳 し い 高 め の 水 温 として，代替淡水貯槽及び
水 源 補 給 に 用 い る 淡 水
貯 水 池 の 年 間 の 気 象 条
件 変 化 を 包 含 す る 高 めの水温を設定北側淡水池，高所淡水池
及 び 代 替 淡 水 貯 槽 の 管
理下限値を設定

管理値下限の容量として事象発生から 7 日後までに必要な容量を備えており，水源は枯渇しないことから運転員等操作時間に与える影響はない。

軽 油 貯 蔵 タ ン ク 及 び 可
搬 型 設 備 用 軽 油 タ ン クの管理下限値を設定

管理値下限の容量として事象発生から 7 日後までに必要な容量を備えており，燃料は枯渇しないことから運転員等操作時間に与える影響はない。

解析条件と最確条件は同様であることから，事象進展に与える影響はなく，評価項目となるパラメータに与える影響はない。

−

−

116

第 2 表項目

解 析 条 件 を 最 確 条 件 と し た 場 合 に 運 転 員 等 操 作 時 間 及 び 評 価 項 目 と な る パ ラ メ ー タ に 与 え る 影 響 (4／ 6)

解析条件（初期条件，事故条件及び機器条件）の不確かさ
解析条件

起因事象

給 水 喪 失 の 全 喪失事故条件

添付 3.5.4-7

安全機能の喪失に対する仮定

高圧注水機能及び低圧注水機能の喪失
全交流動力電源喪失

重大事故等対処設備による
原子炉注水に対する仮定

原子炉圧力容器
破損前の重大事
故等対処設備による原子炉注水を考慮しない外部電源

外部電源なし条件設定の考え方

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

原 子 炉 水 位 の 低 下 の 観点で厳しい事象を設定

起因事象の違いによって操作手順（常設低圧代替
注水系ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却操作及び常設低圧
代 替 注 水 系 ポ ン プ を 用 い た 格 納 容 器 下 部 注 水 系（常設）による溶融炉心への注水操作を実施すること）に変わりはないことから，運転員等操作時間に与える影響はない。

コリウムシールド及びコンクリートの侵食量を評価するにあたり，溶融炉心落下時の崩壊熱の影響を確認する観点から感度解析を実施した。起因事象として，原子炉水位の低下の観点でより厳しい事 象 で あ る LOCA 等 の 原 子 炉 冷 却 材 圧 力 バ ウ ン ダ リ
喪 失 を 仮 定 し ， 事 故 シ ー ケ ン ス を 「 大 破 断 LOCA＋
高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗」として，
本評価事故シーケンスの評価条件と同様に，重大事故等対処設備による原子炉注水機能についても
原子炉圧力容器破損まで使用できないものと仮定した場合，原子炉圧力容器破損のタイミングが早くなるため，溶融炉心落下時の崩壊熱の影響を確認する観点から感度解析を実施した。その結果，コリウムシールド及びコンクリートの侵食は生じず，原子炉圧力容器の支持機能を維持できることを確認した。
（ 添 付 資 料 3.5.1）

−

−

−

−

−

−

最確条件

−

−

−

−

高 圧 注 水 機 能 と し て 高
圧 炉 心 ス プ レ イ 系 及 び
原子炉隔離時冷却系，低圧 注 水 機 能 と し て 低 圧
炉 心 ス プ レ イ 系 及 び 残
留 熱 除 去 系 （ 低 圧 注 水系）の機能喪失を設定
全 交 流 動 力 電 源 喪 失 の重畳を考慮し設定
原 子 炉 圧 力 容 器 が 破 損する条件として，原子炉注水を考慮しない設定

安 全 機 能 の 喪 失 に 対 する仮定に基づき設定
ただし，原子炉スクラムについては，外部電源あり の 場 合 を 包 括 す る 条
件として，機器条件に示すとおり設定117

第 2 表項目

解 析 条 件 を 最 確 条 件 と し た 場 合 に 運 転 員 等 操 作 時 間 及 び 評 価 項 目 と な る パ ラ メ ー タ に 与 え る 影 響 (5／ 6)

解析条件（初期条件，事故条件及び機器条件）の不確かさ
解析条件

原子炉スクラム

機器条件

添付 3.5.4-8

主蒸気隔離弁

再循環ポンプ

原子炉水位低(レ ベ ル ３ )信 号

事象発生と同時に閉止

タービン蒸気加減弁急速閉信号又は原子炉保護
系電源喪失

原子炉保護系電源喪失又は原子炉水位異常低下（レベル２）信
号

事象発生と同時に停止

電源喪失による
ポンプ停止（事象発生と同時）

安全弁機能
7.79〜 8.31
MPa[gage]385.2〜 410.6
t／ h／ 弁安全弁機能
7.79〜 8.31
MPa[gage]385.2〜 410.6
t／ h／ 弁（設計値）

逃 が し 安 全 弁（ 自 動 減 圧 機能 ）2 弁 を 開 放 す
る こ と に よ る 原
子炉急速減圧逃 が し 安 全 弁（ 自 動 減 圧 機能 ）2 弁 を 開 放 す
る こ と に よ る 原
子炉急速減圧

逃がし安全弁

評価項目となるパラメータに与える影響

条件設定の考え方

運転員等操作時間に与える影響

短 時 間 で あ る が 原 子 炉
熱 出 力 が 維 持 さ れ る 厳
しい設定として，外部電
源 喪 失 時 の タ ー ビ ン 蒸
気 加 減 弁 急 閉 及 び 原 子
炉 保 護 系 電 源 喪 失 に よる 原 子 炉 ス ク ラ ム に つ
い て は 保 守 的 に 考 慮 せず，原子炉水位低（レベル３）にてスクラムするものとして設定最確条件とした場合には，原子炉熱出力の低下が早くなるため，発生する蒸気量は少なくなることから，原子炉水位低下が緩やかになり，燃料有効長 底 部 か ら 燃 料 有 効 長 の 20％ 高 い 位 置 到 達 を 操 作
開始の起点としている原子炉急速減圧操作の開始が遅くなる。また，原子炉圧力容器破損に至るまでの事象進展が緩やかになり，原子炉圧力容器破損を操作開始の起点としている常設低圧代替注水系 ポ ン プ を 用 い た 代 替 格 納 容 器 ス プ レ イ 冷 却 系（常設）による格納容器冷却操作及び常設低圧代
替注水系ポンプを用いた格納容器下部注水系（常設）による溶融炉心への注水操作の開始が遅くなる。

最確条件とした場合には，原子炉熱出力の低下が早くなるため，溶融炉心の持つエネルギが小さくなることから，評価項目となるパラメータの判断基準に対する余裕は大きくなる。

短 時 間 で あ る が 主 蒸 気が 格 納 容 器 内 に 維 持 される厳しい設定として，
原 子 炉 保 護 系 電 源 喪 失
及 び 原 子 炉 水 位 異 常 低下（レベル２）信号による 主 蒸 気 隔 離 弁 閉 止 に
つ い て は 保 守 的 に 考 慮せず，事象発生と同時に主 蒸 気 隔 離 弁 閉 止 す るものとして設定最確条件とした場合には，格納容器内に維持される主蒸気量が減少することから，格納容器圧力及び雰囲気温度の上昇が遅くなる。本評価事故シー
ケンスでは，格納容器圧力及び温度を起点としている運転員等操作はないことから，運転員等操作時間に与える影響はない。

最確条件とした場合には，格納容器内に維持される主蒸気量が減少することから，格納容器圧力及び雰囲気温度の上昇が遅くなるが．その影響は小さいことから，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。

事 象 進 展 に 与 え る 影 響は軽微であることから，
全 交 流 動 力 電 源 喪 失 に
よ る ポ ン プ 停 止 を 踏 ま
えて設定

解析条件と最確条件は同様であり，事象進展に与える影響はないことから，運転員等操作時間に与える影響はない。

解析条件と最確条件は同様であり，事象進展に与える影響はないことから，評価項目となるパラメータに与える影響はない。

設計値を設定解析条件と最確条件は同様であることから，事象進展に与える影響はなく，運転員等操作時間に与える影響はない。

解析条件と最確条件は同様であることから，事象進展に与える影響はなく，評価項目となるパラメータに与える影響はない。

逃 が し 安 全 弁 の 設 計 値に 基 づ く 蒸 気 流 量 及 び
原 子 炉 圧 力 の 関 係 か ら
設定

解析条件と最確条件は同様であることから，事象進展に与える影響はなく，運転員等操作時間に与える影響はない。

解析条件と最確条件は同様であることから，事象進展に与える影響はなく，評価項目となるパラメータに与える影響はない。

最確条件

118

第 2 表解 析 条 件 を 最 確 条 件 と し た 場 合 に 運 転 員 等 操 作 時 間 及 び 評 価 項 目 と な る パ ラ メ ー タ に 与 え る 影 響 (6／ 6)

解析条件（初期条件，事故条件及び機器条件）の不確かさ

条件設定の考え方

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

格納容器雰囲気温度及び圧力抑制に必要なスプレイ流量を考慮し，設定

解析条件と最確条件は同様であることから，事象進展に与える影響はなく，運転員等操作時間に与える影響はない。

解析条件と最確条件は同様であることから，事象進展に与える影響はなく，評価項目となるパラメータに与える影響はない。

80m ３ ／ h に て
ペ デ ス タ ル（ ドライウェル部）へ注水

溶融炉心の冠水継続が可能
な流量な流量として設定

解析条件と最確条件は同様であることから，事象進展に与える影響はなく，運転員等操作時間に与える影響はない。

解析条件と最確条件は同様であることから，事象進展に与える影響はなく，評価項目となるパラメータに与える影響はない。

総 循 環 流 量 ：
250m３ ／ h
格 納 容 器 ス プ
レ イ ： 250m３ ／h 又 は 150m３ ／h
原 子 炉 注 水 ：100 m３ ／ h

格納容器圧力及び雰囲気温度抑制に必要なスプレイ流量及び溶融炉心の冷却に必
要な注水量を考慮して設定

解析条件と最確条件は同様であることから，事象進展に与える影響はなく，運転員等操作時間に与える影響はない。

解析条件と最確条件は同様であることから，事象進展に与える影響はなく，評価項目となるパラメータに与える影響はない。

代替循環冷却系

総 循 環 流 量 ：
250m３ ／ h
格 納 容 器 ス プ
レ イ ： 250m３ ／h 又 は 150m３ ／h
原子炉注水：
100 m３ ／ h

コリウムシー
ルド耐熱材の種類

ジルコニア耐火材

ジ ル コ ニ ア 耐
火材

コンクリートの侵食を防止する観点から設定

解析条件と最確条件は同様であることから，事象進展に与える影響はなく，運転員等操作時間に与える影響はない。

解析条件と最確条件は同様であることから，事象進展に与える影響はなく，評価項目となるパラメータに与える影響はない。

ジルコニア耐火材の侵食試
験結果に基づき設定（ 添 付 資 料 3.5.1）

解析条件と最確条件は同様であることから，事象進展に与える影響はなく，運転員等操作時間に与える影響はない。
なお，溶融炉心中の酸化鉄成分との共晶反応も含め て 評 価 す る と ， コ リ ウ ム シ ー ル ド に は 3.3cm 程度の侵食が生じるものの，コリウムシールドの侵食を操作開始の起点としている運転員等操作はないことから，運転員等操作時間に与える影響はない。
（ 添 付 資 料 3.5.1）
解析条件と最確条件は同様であることから，事象進展に与える影響はなく，運転員等操作時間に与える影響はない。

解析条件と最確条件は同様であることから，事象進展に与える影響はなく，評価項目となるパラメータに与える影響はない。
なお，溶融炉心中の酸化鉄成分との共晶反応も含め て 評 価 す る と ， コ リ ウ ム シ ー ル ド に は 3.3cm 程度の侵食が生じるものの，コリウムシールド厚さに対して余裕があることから，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。
（ 添 付 資 料 3.5.1）

項

目

解析条件

最確条件

原 子 炉 圧 力 容
器 破 損 判 断後：300m３ ／ h に てドライウェルへスプレイ

原 子 炉 圧 力 容
器 破 損 判 断後：300m３ ／ h に て
ド ラ イ ウ ェ ル
へスプレイ

格納容器圧力制 御 ： 130m３ ／h にてドライウェルへスプレイ

格 納 容 器 圧 力
制 御 ： 130m３ ／
h に て ド ラ イ
ウ ェ ル へ ス プ
レイ

格納容器温度
制 御 ： 300m３ ／h にてドライウェルへスプレイ

格 納 容 器 温 度
制 御 ： 300m３ ／
h に て ド ラ イ
ウ ェ ル へ ス プ
レイ

格納容器下部
注水系（常設）

80m３ ／ h に て
ペ デ ス タ ル（ ドライウェル部）へ注水

代替格納容器
スプレイ冷却系（常設）

機器条件

添付 3.5.4-9

コリウムシー
ルド耐熱材の侵食開始温度

2,100℃

2,100℃

ペ デ ス タ ル（ ドライウェル部）
床面積

コリウムシー
ルドを考慮

コ リ ウ ム シ ー
ルドを考慮

溶融炉心の拡がり面積が狭いことにより，コンクリー
ト侵食量の観点で厳しくなる設定

解析条件と最確条件は同様であることから，事象進展に与える影響はなく，評価項目となるパラメータに与える影響はない。

119

第 3 表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操作時間余裕

解析条件（操作条件）の不確かさ
項目

常設低圧代替
注水系ポンプを用いた代替格納容器スプ
レイ冷却系（常設）による格納容器冷却操作

解析上の操作
開始時間

原子炉圧力
容器破損か
ら 6 分後（約 4.6 時
間後）

原子炉圧力
容器破損か
ら 7 分後（約 4.6 時
間後）運転員等操作時間に与える影響【認知】ペデスタル（ドライウェル部）への注水は，原子炉圧力容器の破損を判断した時点で開始するが，原子炉圧力容器の破損は，原子炉圧力容器温度（下鏡部）が 300℃に到達したこと等をもって破損兆候を検知し，格納容器下部水温の温度上昇又は指示値喪失によって原子炉圧力容器破損を判断するものであり，解析上の認知にかかる時間としては 5 分を想定している。格納容器下部水温は破損兆候の検知によって継続監視するパラメータであり，温度上昇又は指示値喪失による原子炉圧力容器破損の判断は速やかに実施できるものであるため，認知に大幅な遅れが生じることは考えにくい。よって，認知遅れにより操作開始時間に与える影響はなし。
【要員配置】
中央制御室内での操作のみであり，運転員は中央制御室に常駐していることから，操作時間に与える影響はなし。
【移動】
中央制御室内での操作のみであり，運転員は中央制御室に常駐していることから，操作時間に与える影響はなし。
【操作所要時間】中央制御室内における格納容器冷却は，注入弁 1 弁の開操作による注水であり，操作装置のタッチによる操作のため 1 操作に 1 分間を想定している。当該操作は，操作装置のタッチによる簡易な操作のため，操作時間に与える影響はなし。
【他の並列操作有無】
当該操作に対応する運転員に他の並列操作はなく，操作時間に与える影響はなし。
【操作の確実さ】
中央制御室の制御盤の操作スイッチによる簡易な操作のため，誤操作は起こりにくく，そのため誤操作等により操作時間が長くなる可能性は低い。
【認知】ペデスタル（ドライウェル部）への注水操作は，原子炉圧力容器の破損を判断した時点で開始するが，原子炉圧力容器の破損は，原子炉圧力容器温度（下鏡部）が 300℃に到達したこと等をもって破損兆候を検知し，格納容器下部水温の温度上昇又は指示値喪失によって原子炉圧力容器破損を判断するものであり，解析上の認知にかかる時間としては 5 分を想定している。格納容器下部水温は破損兆候の検知によって継続監視するパラメータであり，温度上昇又は指示
値喪失による原子炉圧力容器破損の判断は速やかに実施できるものであるため，認知に大幅な遅れが生じることは考えにくい。よって，認知遅れにより操作開始時間に与える影響はなし。
【要員配置】
中央制御室内での操作のみであり，運転員は中央制御室に常駐していることから，操作時間に与える影響はなし。
【移動】
中央制御室内での操作のみであり，運転員は中央制御室に常駐していることから，操作時間に与える影響はなし。
【操作所要時間】中央制御室内におけるペデスタル（ドライウェル部）への注水操作は，注入弁 1 弁の開操作による注水であり，操作装置のタッチによる操作のため 1 操作に 1 分間を想定している。当該操
作は，操作装置のタッチによる簡易な操作のため，操作時間に与える影響はなし。
【他の並列操作有無】
当該操作に対応する運転員に他の並列操作はなく，操作時間に与える影響はなし。
【操作の確実さ】
中央制御室の制御盤の操作スイッチによる簡易な操作のため，誤操作は起こりにくく，そのため誤操作等により操作時間が長くなる可能性は低い。

原子炉圧力容器破損までに事象発生から約 4.5 時間の時間余裕があり，また，溶融炉心落下後の常設低圧代替注
水系ポンプを用いた代替格納容器納容器スプレイ冷却系（常設）による格
納容器冷却は，原子炉圧力容器温度（下鏡部）が 300℃に到達したこと等をもって破損兆候を検知し，格納容器
下部水温の温度上昇又は指示値喪失
によって原子炉圧力容器破損を判断し，格納容器冷却を実施することとしており，実態の操作開始時間は解析上の設定とほぼ同等であり，操作開始時間に与える影響は小さい。当該操作
は，解析コード及び解析条件（操作条件を除く）の不確かさにより操作開始
時間は遅れる可能性があるが，中央制御室での操作のみであり，運転員は中央制御室に常駐していること，また，当該操作に対応する運転員に他の並列操作はないことから，操作時間に与える影響はない。
（添付資料 3.2.2）
原子炉圧力容器破損までに事象発生から約 4.5 時間の時間余裕があり，また，溶融炉心落下後の常設低圧代替注
水系ポンプを用いた格納容器下部注
水系（常設）によるペデスタル（ドライウェル部）への注水は，原子炉圧力
容器温度（下鏡部）が 300℃に到達したこと等をもって破損兆候を検知し，格納容器下部水温の温度上昇又は指示値喪失によって原子炉圧力容器破損を判断し，注水操作を実施することとしており，実態の操作開始時間は解析上の設定とほぼ同等であり，操作開
始時間に与える影響は小さい。当該操
作は，解析コード及び解析条件（操作条件を除く）の不確かさにより操作開始時間は遅れる可能性があるが，中央制御室での操作のみであり，運転員は中央制御室に常駐していること，また，当該操作に対応する運転員に他の並列操作はないことから，操作時間に与える影響はない。
（添付資料 3.2.2）

条件設定の
考え方

原子炉圧力容器破損の判断及び操作実施に必要な時間を考慮して設定

操作条件

添付 3.5.4-10

常設低圧代替
注水系ポンプを用いた格納容器下部注水系（常設）による溶融炉心への注水操作

操作の不確かさ要因

原子炉圧力容器破損の判断及び操作実施に必要な時間を考慮し
て設定

評価項目と
なるパラメ
ータに与え
る影響

操作時間余裕

訓練実績等

実態の操作
開始時間は
解析上の設
定とほぼ同
等であるこ
とから，評
価項目とな
るパラメー
タに与える
影響は小さ
い。

原子 炉 圧力 容器
破損 ま での 時間は事 象 発生 から約 4.5 時間であり，また，溶融炉
心落 下 後に ペデスタル（ドライウ
ェル部）注水が行
われ な かっ た場
合でも、溶融炉心
落下 前 に張 られた水 が 溶融 炉心の崩 壊 熱及 びジ
ルコ ニ ウム −水
反応 に よる 発熱によ り 蒸発 する
ま で に は 約 0.3
時間 の 時間 余裕
がある。
（添付資料
3.2.14）中央制御室における操作のため，シミュレータにて訓練実績を取得。訓練では，条件成立を前提として約 1分間で常設低圧
代替注水系ポンプを用いた代替
格納容器納容器
スプレイ冷却系（常設）による
格納容器冷却を開始。
想定で意図している運転操作が実施可能なことを確認した。

実態の操作
開始時間は
解析上の設
定とほぼ同
等であるこ
とから，評
価項目とな
るパラメー
タに与える
影響は小さ
い。

原子 炉 圧力 容器
破損 ま での 時間は事 象 発生 から約 4.5 時間であり，また，溶融炉
心落 下 後に ペデスタル（ドライウ
ェル部）注水が行
われ な かっ た場
合でも、溶融炉心
落下 前 に張 られた水 が 溶融 炉心の崩 壊 熱及 びジ
ルコ ニ ウム −水
反応 に よる 発熱によ り 蒸発 する
ま で に は 約 0.3
時間 の 時間 余裕
がある。
（添付資料
3.2.14）中央制御室における操作のため，シミュレータにて訓練実績を取得。訓練では，条件成立を前提として約 1分間で常設低圧
代替注水系ポンプを用いた格納容器下部注水系（常設）による
注水を開始。
想定で意図している運転操作が実施可能なことを確認した。

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