東海第二発電所 審査資料
資料番号
PS-C-1 改 66
提出年月日
平成 29 年 12 月 19 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 12 月
日本原子力発電株式会社
本資料のうち，は商業機密又は核物質防護上の観点から公開できません。

下線部：今回提出範囲
目

1.

次

重大事故等への対処に係る措置の有効性評価の基本的考え方
1.1

概

1.2

評価対象の整理及び評価項目の設定

1.3

評価に当たって考慮する事項

1.4

有効性評価に使用する計算プログラム

1.5

有効性評価における解析の条件設定の方針

1.6

解析の実施方針

1.7

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価方針

1.8

必要な要員及び資源の評価方針

付録１

要事故シーケンスグループの抽出及び重要事故シーケンスの選定について

付録２

原子炉格納容器の温度及び圧力に関する評価

付録３

重大事故等対策の有効性評価に係るシビアアクシデント解析コード
について

2.

運転中の原子炉における重大事故に至るおそれがある事故
2.1

高圧・低圧注水機能喪失

2.2

高圧注水・減圧機能喪失

2.3

全交流動力電源喪失

2.3.1

全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）

2.3.2

全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ）

2.3.3

全交流動力電源喪失（ＴＢＰ）
目-1

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できない場合

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

（ＴＢＰ））
添付資料2.3.3.6

常設代替交流電源設備の負荷（全交流動力電源喪失（ＴＢＰ））

添付資料2.4.1.1

安定状態について（崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合））

添付資料2.4.1.2

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（崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合））

添付資料2.4.1.3

非常用ディーゼル発電機が起動成功した場合の影響について

添付資料2.4.1.4

7日間における水源の対応について（崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合））

添付資料2.4.1.5

7日間における燃料の対応について（崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合））

添付資料2.4.1.6

常設代替交流電源設備の負荷（崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合））

添付資料2.4.2.1

安定状態について（崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系が故障した場合））添付資料2.4.2.2

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（崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系が故障した場合））

添付資料2.4.2.3

7日間における水源の対応について（崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系が故障した場合））

添付資料2.4.2.4

7日間における燃料の対応について（崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系が故障した場合））
目-8

添付資料2.4.2.5

常設代替交流電源設備の負荷（崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系が故障した場合））

添付資料2.5.1

プラント動特性評価における評価対象炉心の選定について

添付資料2.5.2

自動減圧系の自動起動阻止操作の考慮について

添付資料2.5.3

安定状態について（原子炉停止機能喪失）

添付資料2.5.4

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（原子炉停止機能喪失）

添付資料2.5.5

リウェットを考慮しない場合の燃料被覆管温度への影響

添付資料2.5.6

原子炉への注水に使用する水源とその水温の影響

添付資料2.5.7

外部電源の有無による評価結果への影響

添付資料2.5.8

ほう酸水注入系を手動起動としていることについての整理

添付資料2.5.9

高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔離時冷却系の運転可能性
に関する水源温度の影響

添付資料2.6.1「ＬＯＣＡ時注水機能喪失」の事故条件の設定について

添付資料2.6.2

敷地境界外での実効線量評価について

添付資料2.6.3

敷地境界外での実効線量評価に対する指針との対比について

添付資料2.6.4

非常用ガス処理系による系外放出を考慮した被ばく評価について

添付資料2.6.5

安定状態について（ＬＯＣＡ時注水機能喪失）

添付資料2.6.6

解析コード条件及び解析条件の不確かさの影響評価について（ＬＯＣＡ時注水機能喪失）

添付資料2.6.7

原子炉注水開始が遅れた場合の影響について（ＬＯＣＡ時
目-9注水機能喪失）添付資料2.6.8

7日間における水源の対応について（ＬＯＣＡ時注水機能喪失）

添付資料2.6.9

7日間における燃料の対応について（ＬＯＣＡ時注水機能喪失）

添付資料2.6.10

常設代替交流電源設備の負荷（ＬＯＣＡ時注水機能喪失）

添付資料2.7.1

インターフェイスシステムＬＯＣＡ発生時の破断面積及び現場環境等について

添付資料2.7.2

ＩＳＬＯＣＡ時の格納容器バウンダリにかかる圧力及び温度に対する設計基準事故の代表性について

添付資料2.7.3

安定状態について（格納容器バイパス（インターフェイス
システムＬＯＣＡ））

添付資料2.7.4

解析コード条件及び解析条件の不確かさの影響評価について（格納容器バイパス（インターフェイスシステムＬＯＣＡ））

添付 資料2.7.5

7日間 にお ける 水源 の対 応に つい て（ 格 納容器バ イパ ス
（インターフェイスシステムＬＯＣＡ））

添付 資料2.7.6

7日間 にお ける 燃料 の対 応に つい て（ 格 納容器バ イパ ス
（インターフェイスシステムＬＯＣＡ））

添付資料2.7.7

常設代替交流電源設備の負荷（格納容器バイパス（インターフェイスシステムＬＯＣＡ））

添付資料2.8.1

基準津波を超え敷地に遡上する津波への対応について添付資料2.8.2

基準津波を超え敷地に遡上する津波に対する基準適合のた
目-10

2.4

崩壊熱除去機能喪失
事故シーケンスグループ「崩壊熱除去機能喪失」は，崩壊熱除去機能の喪失に至る要因により「取水機能が喪失した場合」又は「残留熱除去系が故障した場合」に分類される。
2.4.1

取水機能が喪失した場合

2.4.1.1(1)

事故シーケンスグループの特徴，炉心損傷防止対策

事故シーケンスグループ内の事故シーケンス
事故シーケンスグループ「崩壊熱除去機能喪失」に含まれる事故シーケ
ンスとしては，「1.2

評価対象の整理及び評価項目の設定」に示すとおり，①「過渡事象＋ＲＨＲ失敗」，②「過渡事象＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋
ＲＨＲ失敗」，③「外部電源喪失＋ＤＧ失敗（ＨＰＣＳ成功）」，④「外部電源喪失＋ＤＧ失敗＋逃がし安全弁再閉鎖失敗（ＨＰＣＳ成功）」，⑤「外部電源喪失＋直流電源喪失（ＨＰＣＳ成功）」，⑥「手動停止／サポート系
喪失（手動停止）＋ＲＨＲ失敗」，⑦「手動停止／サポート系喪失（手動停止 ） ＋逃 が し安 全 弁再 閉 鎖失 敗 ＋Ｒ Ｈ Ｒ失 敗」，⑧「サポート系喪失（自動停止）＋ＲＨＲ失敗」，⑨「サポート系喪失（自動停止）＋逃がし
安全弁再閉鎖失敗＋ＲＨＲ失敗」，⑩「サポート系喪失（直流電源故障）（外部電源喪失）＋ＤＧ失敗（ＨＰＣＳ成功）」，⑪「サポート系喪失（直流電源故障）（外部電源喪失）＋ＤＧ失敗＋逃がし安全弁再閉鎖失敗（ＨＰＣＳ成功）」，⑫「中小破断ＬＯＣＡ＋ＲＨＲ失敗」及び⑬「大破断ＬＯ
ＣＡ＋ＲＨＲ失敗」である。

(2)

事故シーケンスグループの特徴及び炉心損傷防止対策の基本的考え方
事故シーケンスグループ「崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合）」は，運転時の異常な過渡変化又は設計基準事故の発生後，高圧注水
2.4.1-1

機能等により炉心冷却には成功するが，取水機能の喪失により崩壊熱除去
機能が喪失することを想定する。このため，炉心の崩壊熱により発生した蒸気が逃がし安全弁を介して格納容器に流入し格納容器圧力が上昇することで，緩和措置が取られない場合には，炉心損傷より先に格納容器破損に至る。これに伴い炉心冷却機能を喪失する場合には，原子炉水位の低下により炉心が露出し，炉心損傷に至る。
本事故シーケンスグループのうち取水機能が喪失した場合については，取水機能の喪失により崩壊熱除去機能が失われたことによって最終的に炉心損傷に至る事故シーケンスグループである。このため，重大事故等対策の有効性評価には，取水機能に対する重大事故等対処設備に期待することが考えられる。
以上により，本事故シーケンスグループのうち取水機能が喪失した場合については，原子炉注水機能を用いて原子炉へ注水することにより炉心損傷の防止を図るとともに，代替の海水取水機能を用いて最終的な熱の逃がし場へ熱の輸送を行うことによって除熱を行い格納容器破損の防止を図る。

(3)

炉心損傷防止対策
事故シーケンスグループ「崩壊熱除去機能喪失」のうち取水機能が喪失した場合において，炉心が著しい損傷に至ることなく，かつ十分な冷却を可能とするため，初期の対策として原子炉隔離時冷却系，逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧及び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）による原子炉注水手段を整備し，安定状態に向けた対策として，緊急用海水系を用いた残留熱除去系（低圧注水系）
による原子炉注水手段を整備する。また，格納容器の健全性を維持するため，安定状態に向けた対策として，緊急用海水系を用いた残留熱除去系
2.4.1-2

（格納容器スプレイ冷却系）及び残留熱除去系（サプレッション・プール
冷却系）による格納容器除熱手段を整備する。対策の概略系統図を第2.4.1－1 図に，対応手順の概要を第 2.4.1－2 図に示すとともに，対策の概要を以下に示す。また，重大事故等対策の手順と設備との関係を第2.4.1－1 表に示す。
本事故シーケンスグループにおける重要事故シーケンスにおいて，必要な要員は災害対策要員（初動）20 名である。
災害対策要員（初動）の内訳は，当直発電長 1 名，当直副発電長 1 名，
運転操作対応を行う当直運転員 4 名，指揮，通報連絡を行う災害対策要員（指揮者等）4 名及び現場操作を行う重大事故等対応要員 10 名である。
必要な要員と作業項目について第 2.4.1－3 図に示す。
なお，重要事故シーケンス以外の事故シーケンスについては，作業項目
を重要事故シーケンスと比較し，必要な要員数を確認した結果，災害対策要員（初動）20 名で対処可能である。
ａ．原子炉スクラムの確認
運転時の異常な過渡変化又は設計基準事故が発生して原子炉がスクラムしたことを確認する。
原子炉スクラムの確認に必要な計装設備は，平均出力領域計装等である。
ｂ．原子炉隔離時冷却系の自動起動の確認
原子炉水位が原子炉水位異常低下（レベル２）設定点に到達した時点
で原子炉隔離時冷却系が自動起動したことを確認する。また，主蒸気隔離弁が閉止し，逃がし安全弁（安全弁機能）により原子炉圧力が制御されるとともに，再循環ポンプがトリップしたことを確認する。
原子炉隔離時冷却系の自動起動の確認に必要な計装設備は，原子炉水2.4.1-3

位（広帯域），原子炉水位（燃料域），原子炉隔離時冷却系系統流量等である。
ｃ．原子炉水位の調整操作（原子炉隔離時冷却系）
原子炉隔離時冷却系の起動により原子炉注水が開始され，原子炉水位が回復したことを確認する。また，原子炉水位回復後は，原子炉水位を
原子炉水位低（レベル３）設定点から原子炉水位高（レベル８）設定点の間で維持する。
原子炉水位の調整操作（原子炉隔離時冷却系）に必要な計装設備は，原子炉水位（広帯域），原子炉水位（燃料域）等である。
ｄ．取水機能喪失の確認
サプレッション・プール水温度が 32℃に到達したことを確認し，中央制御室からの遠隔操作により残留熱除去系によるサプレッション・プ
ール冷却を試みるが，残留熱除去系海水系の起動に失敗したことを確認
し，取水機能喪失を確認する。
取水機能喪失の確認に必要な計装設備は，残留熱除去系海水系系統流量等である。
外部電源が喪失している場合，中央制御室からの遠隔操作により常設
代替高圧電源装置から緊急用母線を介して非常用母線を受電する。
ｅ．残留熱除去系海水系の回復操作
取水機能喪失の確認後，残留熱除去系海水系の回復操作を実施する。
ｆ．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）の起動操
作
取水機能喪失に伴う低圧注水機能喪失の確認後，中央制御室からの遠隔操作により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）を起動する。
2.4.1-4

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）の起動操
作に必要な計装設備は，常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力等である。
ｇ．可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）の起動
準備操作
取水機能喪失に伴う低圧注水機能喪失の確認後，可搬型代替注水中型
ポンプ準備及びホース敷設等を実施する。
ｈ．逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作
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）の起動準
備操作の完了後，サプレッション・プール水温度がサプレッション・プ
ール熱容量制限（原子炉が高圧の場合は 65℃）に到達したことを確認
し，中央制御室からの遠隔操作により逃がし安全弁（自動減圧機能）の7 弁を手動開放し，原子炉減圧を実施する。
逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作に必要な計装設備は，原子炉圧力等である。
ｉ．原子炉水位の調整操作（低圧代替注水系（常設））
逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作により，原子炉圧力が常設低圧代替注水系ポンプの吐出圧力を下回ると，原子炉注水が開始され，原子炉水位が回復することを確認する。原子炉水位回
復後は，原子炉水位を原子炉水位低（レベル３）設定点から原子炉水位
高（レベル８）設定点の間で維持する。また，原子炉圧力の低下により原子炉隔離時冷却系が停止したことを確認する。
原子炉水位の調整操作（低圧代替注水系（常設））に必要な計装設備
は，原子炉水位（広帯域），原子炉水位（燃料域）等である。
ｊ．緊急用海水系を用いた海水通水操作
取水機能喪失の確認後，中央制御室からの遠隔操作により緊急用海水2.4.1-5

系を起動する。
緊急用海水系を用いた海水通水操作に必要な計装設備は，緊急用海水系流量（残留熱除去系熱交換器）等である。
ｋ．緊急用海水系を用いた残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水操作並びに残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）又は残留熱除去
系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器除熱操作
緊急用海水系の起動後，中央制御室からの遠隔操作により残留熱除去
系を起動し，格納容器除熱を実施する。また，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）による原子炉注水を停止し，残留熱除去系による原子炉注水に切り替える。
緊急用海水系を用いた残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水操作並びに残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）又は残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器除熱操作に必要な計装設備は，原子炉水位（広帯域），残留熱除去系系統流量，緊急用海水系流量（残留熱除去系熱交換器）等である。
ｌ．使用済燃料プールの冷却操作
代替燃料プール冷却系等を用いて使用済燃料プールへの注水及び冷却操作を実施する。

以降，炉心冷却は残留熱除去系（低圧注水系）を用いた原子炉注水により原子炉水位を原子炉水位低（レベル３）設定点から原子炉水位高（レベル８）設定点の間で維持することで継続的に実施し，格納容器除熱は，原
子炉注水の停止期間中に残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）又は残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）により実施する。

2.4.1-6

2.4.1.2(1)

炉心損傷防止対策の有効性評価

有効性評価の方法
本事故シーケンスグループを評価する上で選定した重要事故シーケンス
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，過渡事象（原子炉水位の急速な低下に伴い，原子炉スクラム，高圧注水機能の自動起動，主蒸気隔離弁の閉止等が発生するため，事象発生後の状況判断における余裕時間の観点で厳しい給水流量の全喪失を選定）を起因事象とし，逃がし安全弁により原子炉圧力が高圧状態に維持される「過渡事象（給水流量の全喪失）＋ＲＨＲ失敗」である。また，運転員等操作においては，
非常用ディーゼル発電機等の機能喪失及び外部電源喪失についても考慮する。
本事故シーケンスグループは，ＬＯＣＡを起因事象とする事故シーケン
スも含め，高圧炉心スプレイ系等に期待できる場合には，炉心冷却に成功する。また，中長期的な格納容器の過圧・過温の観点では，崩壊熱が支配要因となることからＬＯＣＡも過渡事象も同等となり，崩壊熱除去機能喪失に対する重大事故等対策にも違いはない。このため，代表性の観点で炉心損傷頻度の高い事故シーケンスを重要事故シーケンスとしている。なお，
ＬＯＣＡ時注水機能喪失及び雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器
過圧・過温破損）にて，ＬＯＣＡに加えて崩壊熱除去機能が喪失した場合の重大事故等対策の有効性を確認している。
本重要事故シーケンスでは，炉心における崩壊熱，燃料棒表面熱伝達，沸騰遷移，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，気液熱非平衡及び三次元効果，原子炉圧力容器における冷却材放出（臨界流・差圧流），沸騰・凝縮・ボイド率変化，
気液分離（水位変化）・対向流及びＥＣＣＳ注水（給水系及び代替注水設
2.4.1-7備含む）並びに格納容器における格納容器各領域間の流動，気液界面の熱伝達，構造材との熱伝達及び内部熱伝導，スプレイ冷却及びサプレッション・プール冷却が重要現象となる。よって，これらの現象を適切に評価することが可能である長期間熱水力過渡変化解析コードＳＡＦＥＲ及びシビ
アアクシデント総合解析コードＭＡＡＰにより，原子炉圧力，原子炉水位，
燃料被覆管温度，格納容器圧力，格納容器雰囲気温度等の過渡応答を求める。なお，本有効性評価では，ＳＡＦＥＲコードによる燃料被覆管温度の評価結果は，ベストフィット曲線の破裂判断基準に対して十分な余裕があることから，燃料被覆管温度が高温となる領域において，燃料棒やチャン
ネルボックスの幾何学的配置を考慮した詳細な輻射熱伝達計算を行うこと
で燃料被覆管温度をＳＡＦＥＲコードよりも低めに評価するＣＨＡＳＴＥ
コードは使用しない。
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
重要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
本重要事故シーケンスに対する主要な解析条件を第 2.4.1－2 表に示す。
また，主要な解析条件について，本重要事故シーケンス特有の解析条件を以下に示す。
ａ．事故条件(a)

起因事象
起因事象として，給水流量の全喪失が発生するものとする。

(b)

安全機能の喪失に対する仮定
取水機能の喪失により，崩壊熱除去機能が喪失するものとする。
2.4.1-8

(c)外部電源
外部電源はあるものとする。
外部電源がある場合，原子炉スクラムは，原子炉水位低（レベル３）
信号にて発生し，再循環ポンプトリップは，原子炉水位異常低下（レベル２）信号にて発生する。このため，原子炉水位の低下が大きくな
り，炉心の冷却の観点で厳しくなる。

ｂ．重大事故等対策に関連する機器条件(a)

原子炉スクラム
原子炉スクラムは，原子炉水位低（レベル３）信号によるものとする。

(b)

主蒸気隔離弁
主蒸気隔離弁は，原子炉水位異常低下（レベル２）信号により閉止するものとする。
(c)

ＡＴＷＳ緩和設備（代替原子炉再循環ポンプトリップ機能）
ＡＴＷＳ緩和設備（代替原子炉再循環ポンプトリップ機能）は，原

子炉水位異常低下（レベル２）信号により再循環ポンプを全台トリッ
プさせるものとする。
(d)

逃がし安全弁
逃がし安全弁（安全弁機能）にて原子炉冷却材圧力バウンダリの過度の圧力上昇を抑制するものとする。また，原子炉減圧には，逃がし
安全弁（自動減圧機能）7 弁を使用するものとし，容量として，1 弁
当たり定格主蒸気流量の約 6％を処理するものとする。

(e)

原子炉隔離時冷却系
原子炉水位異常低下（レベル２）信号により自動起動し，136.7m ３
2.4.1-9／h（原子炉圧力 1.04MPa[gage]～7.86MPa[gage]において）の流量で原子炉へ注水するものとする。原子炉水位が原子炉水位高（レベル８）
設定点まで回復した以降は，原子炉水位を原子炉水位低（レベル３）
設定点から原子炉水位高（レベル８）設定点の範囲に維持する。また，
原子炉減圧時の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）による原子炉水位回復性能を確認する観点で，原子炉減圧操作と同時に注水を停止する。
(f)

低圧代替注水系（常設）
常設低圧代替注水系ポンプ 2 台を使用するものとし，注水流量は，機器設計上の最小要求値である最小流量特性（注水流量：0m ３ ／h～
378m ３ ／h，注水圧力：0MPa[dif] ※ ～2.38MPa[dif]）を用いるものとする。また，原子炉水位が原子炉水位高（レベル８）設定点まで回復
した以降は，原子炉水位を原子炉水位低（レベル３）設定点から原子
炉水位高（レベル８）設定点の範囲に維持する。残留熱除去系の準備完了後，原子炉水位高（レベル８）設定点到達で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）による原子炉注水を停止する。
※(g)

MPa[dif]…原子炉圧力容器と水源との差圧（以下同様）

残留熱除去系（低圧注水系）
残留熱除去系ポンプ 1 台を使用するものとし，非常用母線の受電が完 了 し た 後 に 手 動 起 動 し ， 0m ３ ／ h ～ 1,676m ３ ／ h （ 0MPa[dif] ～1.55MPa[dif]において）の流量で原子炉へ注水するものとする。伝熱
容量は，熱交換器の設計性能に基づき 1 基当たり約 24MW（サプレッション・プール水温度 100℃，海水温度 32℃において）とする。なお，
原子炉水位を原子炉水位低（レベル３）設定点から原子炉水位高（レベル８）設定点の間で維持しつつ，原子炉注水の停止期間中に格納容
2.4.1-10

器スプレイ又はサプレッション・プール冷却を実施するものとする。
(h)

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）及び残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）
残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水を停止している期間に 1.9×10 ３ m ３ ／h の流量で格納容器へスプレイするものとし，そのうち 95％をドライウェルへ，5％をサプレッション・チェンバへ分配するものとする。なお，格納容器スプレイ実施中に格納容器圧力が13.7kPa[gage]に到達した時点でサプレッション・プール冷却運転に切り替える。
伝熱容量は，熱交換器の設計性能に基づき 1 基当たり約 43MW（サプレッション・プール水温度 100℃，海水温度 32℃において）とする。

(i)

緊急用海水系
残留熱除去系へ海水通水時の伝熱容量は，熱交換器の設計性能に基
づき 1 基当たり約 24MW（サプレッション・プール水温度 100℃，海水
温度 32℃において）とする。

ｃ．重大事故等対策に関連する操作条件
運転員等操作に関する条件として，「1.3.5

運転員等の操作時間に対する仮定」に示す分類に従って以下のとおり設定する。
(a)

逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作（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）は，運転手順に基づきサプレッション・プール
水温度が 65℃に到達した場合に実施する。

(b)

緊急用海水系を用いた残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉
注水操作並びに残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）又は残2.4.1-11

留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器除熱操作は，余裕時間を確認する観点で代替格納容器スプレイの実施基準である格納容器圧力 279kPa［gage］に到達した場合に実施する。また，残留熱除去系による格納容器除熱の開始後に，原子炉水位が原子炉水位高（レベル８）設定点に到達した場合は，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）による原子炉注水を停止し，以降は残留熱除去系による原子炉注水により原子炉水位を維持する。

(3)

有効性評価の結果
本重要事故シーケンスにおける原子炉圧力，原子炉水位（シュラウド内外水位） ※ ，注水流量，逃がし安全弁からの蒸気流量及び原子炉圧力容器内の保有水量の推移を第 2.4.1－4 図から第 2.4.1－8 図に，燃料被覆管温度，燃料被覆管最高温度発生位置における熱伝達係数，燃料被覆管最高温度発生位置におけるボイド率，高出力燃料集合体のボイド率，炉心下部プ
レナム部のボイド率の推移及び燃料被覆管破裂が発生した時点の燃料被覆
管 温 度 と 燃 料 被 覆 管 の 円 周 方 向 の 応 力 の 関 係 を 第 2.4.1 － 9 図 か ら 第2.4.1－14 図に，格納容器圧力，格納容器雰囲気温度，サプレッション・
プール水位及びサプレッション・プール水温度の推移を第 2.4.1－15 図から第 2.4.1－18 図に示す。
※

炉心冷却の観点ではシュラウド内水位に着目し，運転員操作の観点ではシュ
ラウド外水位に着目するためシュラウド内外水位を合わせて示している。なお，シュラウド内は炉心部で発生するボイドを含む水位であることから，原子炉水位が低下する過程ではシュラウド外水位と比較して高めの水位を示す。

ａ．事象進展
2.4.1-12

給水流量の全喪失が発生することで原子炉水位は低下し，原子炉水位
低（レベル３）信号により，原子炉はスクラムする。その後原子炉水位
が原子炉水位異常低下（レベル２）設定点まで低下すると，主蒸気隔離
弁の閉止及び再循環ポンプトリップが発生するとともに，原子炉隔離時
冷却系が自動起動することで，炉心の冠水が維持される。
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）の起動操作を実施し，事象発生の約 2 時間後にサプレッション・プール
水温度がサプレッション・プール熱容量制限である 65℃に到達した時点で，手動操作により逃がし安全弁（自動減圧機能）7 弁による原子炉減圧を実施する。逃がし安全弁（自動減圧機能）開放による蒸気流出に
よって原子炉水位が低下するが，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）による原子炉注水が開始されることで原子炉水位は回復し，炉心の冠水は維持される。なお，原子炉隔離時冷却系は，原子炉減圧と同時に停止する想定とする。
高出力燃料集合体及び炉心下部プレナムのボイド率については，原子炉水位及び原子炉圧力の変化に伴い増減する。
また，崩壊熱除去機能を喪失しているため，原子炉圧力容器内で発生する蒸気が逃がし安全弁を介して格納容器内に放出されることで，格納容器圧力及び雰囲気温度は徐々に上昇する。このため，事象発生の約
13 時間後に格納容器圧力が 279kPa[gage]に到達した時点で，緊急用海水系を用いた残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）又は残留熱除去
系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器除熱操作を実施す
ることにより，格納容器圧力及び雰囲気温度は安定又は低下傾向となる。

ｂ．評価項目等
2.4.1-13

燃料被覆管の最高温度は第 2.4.1－9 図に示すとおり，炉心冷却が維持され，初期値（約 309℃）以下にとどまることから，評価項目である
1,200℃を下回る。また，燃料被覆管の酸化量は，酸化反応が著しくなる前の燃料被覆管厚さの 1％以下であり，評価項目である 15％を下回る。
原子炉圧力は，第 2.4.1－4 図に示すとおり，逃がし安全弁（安全弁機能）の作動により，約 7.79MPa[gage]以下に維持される。このため，原子炉冷却材圧力バウンダリにかかる圧力は，原子炉圧力と原子炉圧力容器底部圧力との差（0.3MPa 程度）を考慮しても，約 8.09MPa[gage]以
下であり，評価項目である最高使用圧力の 1.2 倍（10.34MPa[gage]）を下回る。
格納容器圧力は，第 2.4.1－15 図に示すとおり，崩壊熱除去機能が喪失しているため，原子炉圧力容器内で発生した蒸気が格納容器内に放出されることによって，事象発生後に上昇傾向が継続するが，緊急用海水系を用いた残留熱除去系による格納容器除熱により低下傾向となる。事象発生の約 13 時間後に最高値の約 0.28MPa[gage]となるが，格納容器
バウンダリにかかる圧力は，評価項目である最高使用圧力の 2 倍（0.62MPa[gage]）を下回る。格納容器雰囲気温度は，第 2.4.1－16 図に示すとおり，事象発生の約 13 時間後に最高値の約 141℃となり，以降は低下傾向となっていることから，格納容器バウンダリにかかる温度
は，評価項目である 200℃を下回る。
第 2.4.1－5 図に示すように，原子炉隔離時冷却系及び常設低圧代替
注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水を継続し，その後，約 13 時間後に緊急用海水系を用いた残留熱除去系による原子炉注水を開始することで，炉心の冠水状態が維持され，炉心冷却が維持される。また，第 2.4.1－15 図及び第 2.4.1－16 図に示すように，
2.4.1-14

残留熱除去系による格納容器除熱を継続することで，高温停止での安定状態が確立する。
（添付資料 2.4.1.1）
安定状態が確立した以降は，機能喪失している設備の復旧に努めるとともに，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）により冷温停止状態とする。
以上により，本評価では，「1.2.1.2

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)の評価項目について，対策の有効性を確認した。

2.4.1.3

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価

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は，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。
本重要事故シーケンスでは，原子炉隔離時冷却系により炉心冷却には成功するが，取水機能の喪失により崩壊熱除去機能が喪失することで格納容器圧
力及び雰囲気温度が上昇するため，緊急用海水系を用いた残留熱除去系による格納容器除熱を実施することが特徴である。よって，不確かさの影響を確認する運転員等操作は，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，逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作（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）
並びに緊急用海水系を用いた残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水操作並びに残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）又は残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器除熱操作とする。
(1)

解析コードにおける重要現象の不確かさの影響評価
2.4.1-15

本重要事故シーケンスにおいて不確かさの影響評価を実施する重要現象は，「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の結果を以下に示す。
ａ．運転員等操作時間に与える影響
炉心における燃料棒表面熱伝達，沸騰遷移及び気液熱非平衡の不確かさとして，解析コードは実験結果の燃料被覆管温度に比べて最大 50℃
程度高めに評価することから，解析結果は燃料棒表面の熱伝達係数を小さく評価する可能性がある。よって，実際の燃料棒表面での熱伝達は大きくなることで，燃料被覆管温度は低くなるが，事象初期の原子炉注水は原子炉隔離時冷却系の自動起動により確保され，燃料被覆管温度を操
作開始の起点とす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。
炉心における燃料被覆管酸化の不確かさとして，解析コードは酸化量及び酸化反応に伴う発熱量の評価について保守的な結果を与えるため，
燃料被覆管温度を高めに評価する可能性がある。よって，実際の燃料被覆管温度は低くなるが，事象初期の原子炉注水は原子炉隔離時冷却系の自動起動により確保され，燃料被覆管温度を操作開始の起点とする運転
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。
格納容器における格納容器各領域間の流動，構造材との熱伝達及び内部熱伝導並びに気液界面の熱伝達の不確かさとして，格納容器モデル（格納容器の熱水力モデル）はＨＤＲ実験解析において区画によって格
納容器雰囲気温度を十数℃程度，格納容器圧力を 1 割程度高めに評価する傾向が確認されているが，ＢＷＲの格納容器内の区画とは異なる等，
実験体系に起因するものと考えられ，実機体系においては不確かさが小さくなるものと推定され，全体としては格納容器圧力及び雰囲気温度の2.4.1-16傾向を適切に再現できていることから，格納容器圧力を操作開始の起点とする緊急用海水系を用いた残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉
注水操作並びに残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）又は残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器除熱操作に係る運転員等操作時間に与える影響は小さい。また，格納容器各領域間の流動，構造材との熱伝達及び内部熱伝導の不確かさにおいては，ＣＳＴＦ
実験解析により格納容器温度及び非凝縮性ガスの挙動は測定データと良く一致することを確認しており，その差異は小さいことから，格納容器
圧力を操作開始の起点としている緊急用海水系を用いた残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水操作並びに残留熱除去系（格納容器ス
プレイ冷却系）又は残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器除熱操作に係る運転員等操作時間に与える影響は小さい。
（添付資料 2.4.1.2）

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表面熱伝達，沸騰遷移及び気液熱非平衡の不確かさとして，解析コードは実験解析において熱伝達モデルの保守性により
燃料被覆管温度を高めに評価し，有効性評価解析においても燃料被覆管
温度を高めに評価することから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。ただし，炉心部の冠水が維持される本事故シーケンス
では，この影響は小さい。
炉心における燃料被覆管酸化の不確かさとして，解析コードは酸化量及び酸化反応に伴う発熱量の評価について保守的な結果を与えるため，
燃料被覆管温度を高く評価することから，実際の燃料被覆管温度は低めとなり，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。ただし，2.4.1-17

炉心部の冠水がおおむね維持される本事故シーケンスでは，この影響は小さい。
格納容器における格納容器各領域間の流動，構造材との熱伝達及び内部熱伝導並びに気液界面の熱伝達の不確かさとして，格納容器モデル（格納容器の熱水力モデル）はＨＤＲ実験解析において区画によって格
納容器雰囲気温度を十数℃程度，格納容器圧力を 1 割程度高めに評価する傾向が確認されているが，ＢＷＲの格納容器内の区画とは異なる等，
実験体系に起因するものと考えられ，実機体系においては不確かさが小さくなるものと推定され，全体としては格納容器圧力及び雰囲気温度の傾向を適切に再現できていることから，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。また，格納容器各領域間の流動，構造材との熱伝達及び内部熱伝導の不確かさにおいては，ＣＳＴＦ実験解析により格納容
器雰囲気温度及び非凝縮性ガスの挙動は測定データと良く一致することを確認していることから，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 2.4.1.2）(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2.4.1－2 表に示すとおりであり，これらの条件設定を設計値等の最確条件とした場合の影響を評価する。解析条件の設定に当たっては，設計値を用いるか又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
よう保守的な設定をしていることから，この中で事象進展に有意な影響を与える可能性がある項目について，評価結果を以下に示す。
2.4.1-18

(a)運転員等操作時間に与える影響
初期条件の燃料棒最大線出力密度は，解析条件で設定した 44.0kW／m に対して最確条件は約 33kW／m～約 41kW／m であり，最確条件とした場合は燃料被覆管温度の上昇が緩和されるが，事象初期の原子炉
注水は原子炉隔離時冷却系の自動起動により確保され，燃料被覆管温度を操作開始の起点とす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。
初期条件の原子炉停止後の崩壊熱は，解析条件で設定した燃焼度
33GWd／t に対して最確条件は 33GWd／t 以下であり，最確条件とした場合は崩壊熱がおおむね小さくなるため，原子炉からサプレッション・プールに流出する蒸気量が減少することで，原子炉水位の低下は遅くなるが，事象初期の原子炉注水は原子炉隔離時冷却系の自動起動により確保されることから，運転員等操作時間に与える影響はない。
また，同様に格納容器圧力及び雰囲気温度並びにサプレッション・プ
ール水位及びサプレッション・プール水温度の上昇が遅くなり，これらのパラメータを起点とする運転員等操作の開始時間は遅くなる。
初期条件の原子炉圧力，原子炉水位，炉心流量及びドライウェル雰
囲気温度は，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与えうるが，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。
事故条件の外部電源の有無については，起因事象発生から原子炉ス
クラムまでの期間の原子炉水位の低下を厳しくする条件として，外部電源ありを想定している。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）の起動準備操作，緊急用海水系を用いた残留熱除去
系（低圧注水系）による原子炉注水操作並びに残留熱除去系（格納容2.4.1-19

器スプレイ冷却系）又は残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器除熱操作の時間は，外部電源がない場合も考慮して設定していることから，外部電源がない場合でも運転員等操作時間に与える影響はない。
機器条件の低圧代替注水系（常設）は，最確条件とした場合，おおむね注水開始後の原子炉水位の回復が早くなり，炉心冠水後の原子炉水位の維持操作の開始が早くなるが，原子炉減圧から水位回復までの
原子炉水位を継続監視している期間の流量調整操作であることから，運転員等操作時間に与える影響はない。
（添付資料 2.4.1.2，2.4.1.3）(b)

評価項目となるパラメータに与える影響
初期条件の燃料棒最大線出力密度は，解析条件で設定した 44.0kW／m に対して最確条件は約 33kW／m～約 41kW／m であり，最確条件とした場合は燃料被覆管温度の上昇が緩和されることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。ただし，炉心部の冠水がおおむね維持される本事故シーケンスでは，この影響は小さい。
初期条件の原子炉停止後の崩壊熱は，解析条件で設定した燃焼度
33GWd／t に対して最確条件は 33GWd／t 以下であり，最確条件とした場合は崩壊熱がおおむね小さくなり，原子炉からサプレッション・プ
ールに流出する蒸気量が減少することで，原子炉水位の低下は緩和される。また，同様に格納容器圧力及び雰囲気温度並びにサプレッション・プール水位及びサプレッション・プール水温度の上昇は遅くなる
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，炉心流量及びドライウェル雰
囲気温度は，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与えうるが，事象
2.4.1-20

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。
事故条件の外部電源の有無については，起因事象発生から原子炉ス
クラムまでの期間の原子炉水位の低下を厳しくする条件として，外部電源ありを想定している。外部電源がない場合は，外部電源喪失に伴い原子炉スクラム，再循環ポンプトリップ等が発生するため，外部電源がある場合と比較して原子炉水位の低下は緩和されることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
機器条件の低圧代替注水系（常設）は，最確条件とした場合，おおむね注水開始後の原子炉水位の回復が早くなることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
（添付資料 2.4.1.2，2.4.1.3）

ｂ．操作条件
操作条件の不確かさとして，操作に係る不確かさを「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する。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
操作条件の逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作（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）は，解析上の操作開始時間としてサプレッション・プール水温度 65℃到達時を設定している。運転員等操作時間に与える影響として，不確かさ要因により操作開始時間に与える影響は
2.4.1-21

小さく，実態の操作開始時間は解析上の設定とほぼ同等となる。本操
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，操作開始時間が遅くなる可能性があるが，他の操作との重複もないことから，この他の操作に与える影響はない。
操作条件の緊急用海水系を用いた残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水操作並びに残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）又は残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器除熱操作は，解析上の操作開始時間として格納容器圧力 279kPa[gage]
到達時を設定している。運転員等操作時間に与える影響として，操作開始時間は余裕時間を確認する観点で遅めの時間を設定しており，実態の操作開始時間は格納容器圧力 245kPa[gage]到達時であることか
ら，解析上の設定よりも早まるが，並列して実施する場合がある原子
炉水位の調整操作（低圧代替注水系（常設））とは同一の制御盤による対応が可能であることから，この他の操作に与える影響はない。本
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，操作開始時間が遅くなる可能性があるが，並列して実施する場
合がある原子炉水位の調整操作とは同一の制御盤による対応が可能であることから，この他の操作に与える影響はない。
（添付資料 2.4.1.2）(b)

評価項目となるパラメータに与える影響
操作条件の逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作（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）は，運転員等操作時間に与える影響として，実態の操作開始時間は解析上の設定よりも遅くなる可能性があるが，この場合でもパラメータが操作実施基準に到達した時点で開始すること
2.4.1-22

で同等の効果が得られ，事象進展に変わりがないことから，評価項目となるパラメータに与える影響はない。
操作条件の緊急用海水系を用いた残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水操作並びに残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）又は残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器除熱操作は，運転員等操作時間に与える影響として，実態の操作開始時
間は解析上の設定よりも早くなる可能性及び遅くなる可能性があるが，この場合でもパラメータが操作実施基準に到達した時点で開始することで同等の効果が得られ，有効性評価解析における格納容器圧力の最大値に変わりがないことから，評価項目となるパラメータに与える影響はない。
（添付資料 2.4.1.2）(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。
操作条件の逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作（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）は，原子炉隔離時冷却系による注水継続が可能な時間内に実施することで炉心損傷を回避することが可能であり，事象発生から少なく
とも 8 時間程度の時間余裕がある。
操作条件の緊急用海水系を用いた残留熱除去系（低圧注水系）による原
子炉注水操作並びに残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）又は残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器除熱操作は，事2.4.1-23

象発生の約 13 時間後に実施するものであり，準備時間が確保できるため，時間余裕がある。
（添付資料 2.4.1.2）

(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。この結果，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。この他，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。

2.4.1.4(1)

必要な要員及び資源の評価

必要な要員の評価
事故シーケンスグループ「崩壊熱除去機能喪失」の取水機能が喪失した
場合の重大事故等対策に必要な災害対策要員（初動）は，「2.4.1.1（3）
炉心損傷防止対策」に示すとおり 20 名であり，災害対策要員（初動）の39 名で対処可能である。

(2)必要な資材の評価
事故シーケンスグループ「崩壊熱除去機能喪失」の取水機能が喪失した
場合において，必要な水源，燃料及び電源は「6.1(2)の条件にて評価を行い，以下のとおりである。
ａ．水源
2.4.1-24

資源の評価条件」

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
子炉注水については，7 日間の対応を考慮すると，合計約 620m ３ の水が必要となる。
水源として，代替淡水貯槽に 4,300m ３ の水を保有していることから，水源が枯渇することはなく，7 日間の対応が可能である。
原子炉隔離時冷却系及び残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注
水並びに残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）及び残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器除熱については，サプレッション・プールを水源とすることから，水源が枯渇することなく，
7 日間の対応が可能である。
（添付資料 2.4.1.4）

ｂ．燃

料

常設代替交流電源設備による電源供給について，事象発生直後から 7日間の常設代替交流電源設備（常設代替高圧電源装置 5 台）の運転を想定 す る と ， 約 352.8kL の 軽 油 が 必 要 と な る 。 軽 油 貯 蔵 タ ン ク に は 約
800kL の軽油を保有していることから，常設代替交流電源設備（常設代替高圧電源装置 5 台）による 7 日間の電源供給の継続が可能である。
（添付資料 2.4.1.5）

ｃ．電源

外部電源喪失を想定した場合，重大事故等対策時に必要な負荷は約3,173kW であるが，常設代替交流電源設備（常設代替高圧電源装置 5 台）の連続定格容量は 5,520kW であることから，必要負荷に対しての電源供給が可能である。
2.4.1-25

（添付資料 2.4.1.6）

2.4.1.5

結論

事故シーケンスグループ「崩壊熱除去機能喪失」の取水機能が喪失した場
合では，炉心冷却には成功するが，崩壊熱除去機能の喪失により炉心損傷より先に格納容器が破損し，これに伴い炉心冷却機能を喪失することにより，原子炉水位が低下し炉心が露出することで炉心損傷に至ることが特徴である。
事故シーケンスグループ「崩壊熱除去機能喪失」の取水機能が喪失した場合に対する炉心損傷防止対策としては，初期の対策として原子炉隔離時冷却系，逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧及び常設低圧代替注
水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水手段を整備し，安定状態に向けた対策として，緊急用海水系を用いた残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水手段を整備する。また，格納容器の健全性を維持するため，安定状態に向けた対策として緊急用海水系を用いた残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）及び残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器除熱手段を整備している。
事故シーケンスグループ「崩壊熱除去機能喪失」の重要事故シーケンス「過渡事象（給水流量の全喪失）＋ＲＨＲ失敗」について有効性評価を行った。
上記の場合においても，原子炉隔離時冷却系，逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧及び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，緊急用海水系を用いた残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水並びに残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）又は残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器
除熱を実施することにより，炉心の著しい損傷を防止することができる。
2.4.1-26

その結果，燃料被覆管温度及び酸化量，原子炉冷却材圧力バウンダリにかかる圧力並びに格納容器バウンダリにかかる圧力及び温度は，評価項目を満足している。また，安定状態を維持することができる。
解析コード及び解析条件の不確かさの影響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，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，7 日間以上の供給が可能である。
以上のことから，事故シーケンスグループ「崩壊熱除去機能喪失」の取水機能が喪失した場合において，原子炉隔離時冷却系，逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動操作による原子炉減圧及び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，緊急用海水系を用いた残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水並びに残留熱除去系（格納容器スプ
レイ冷却系）又は残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格
納容器除熱の炉心損傷防止対策は，選定した重要事故シーケンスに対して有効であることが確認でき，事故シーケンスグループ「崩壊熱除去機能喪失」の取水機能が喪失した場合に対して有効である。

2.4.1-27

2.4.1-28

取水機能喪失の確認

原子炉水位の調整操作（原子炉隔離時冷却系）

常設設備

原子炉隔離時冷却系 ＊サプレッション・プ
ール ＊所内常設直流電源設
備
主蒸気隔離弁 ＊ＡＴＷＳ緩和設備（代替原子炉再循環
ポンプトリップ機
能）逃がし安全弁（安全弁機能） ＊
原子炉隔離時冷却系 ＊サプレッション・プ
ール ＊所内常設直流電源設
備－

原子炉圧力 ＊
原子炉圧力（ＳＡ）＊

重大事故等対処設備
可搬設備
計装設備
－
平均出力領域計装 ＊起動領域計装 ＊－原子炉水位（広帯域） ＊原子炉水位（燃料域） ＊原子炉水位（ＳＡ広帯域）
原子炉水位（ＳＡ燃料域）
原子炉隔離時冷却系系統流量

・原子炉隔離時冷却系の起動により，原子炉注水－
原子炉水位（広帯域） ＊が開始され，原子炉水位が回復したことを確認
原子炉水位（燃料域） ＊する。
原子炉水位（ＳＡ広帯域）
原子炉水位（ＳＡ燃料域）
・原子炉隔離時冷却系により，原子炉水位を原子原子炉隔離時冷却系系統流量
炉水位低（レベル３）設定点から原子炉水位高＊（レベル８）設定点の間に維持する。
サプレッション・プール水温・サプレッション・プール水温度が 32℃以上であ 常 設 代 替 高 圧 電 源 装 －度＊ることを確認する。
置
残留熱除去系海水系系統流量・中央制御室からの遠隔操作によりサプレッショ 軽油貯蔵タンク ＊＊ン・プールの冷却を試みるが，残留熱除去系海Ｍ／Ｃ ２Ｃ電圧 ＊水系の起動に失敗したことを確認する。
Ｍ／Ｃ ２Ｄ電圧 ＊・以上により，取水機能喪失を確認する。
・外部電源が喪失している場合は，常設代替高圧
電源装置から緊急用母線を介して非常用母線を受電する。
＊ 既許可の対象となっている設備を重大事故等対処設備に位置付けるもの

・原子炉水位が，原子炉水位異常低下（レベル２）設定点に到達したことを確認する。
・原子炉隔離時冷却系が自動起動したことを確認する。
・主蒸気隔離弁が閉止し，逃がし安全弁（安全弁機能）により原子炉圧力が制御されていることを確認する。
・再循環ポンプがトリップしたことを確認する。

原子炉隔離時冷却系の自動起動の確認順

・原子炉がスクラムしたことを確認する。

手

崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合）における重大事故等対策について（1／3）

原子炉スクラムの確認操作及び確認第 2.4.1－1 表

2.4.1-29＊

常設設備

逃がし安全弁（自動減圧機能） ＊非常用窒素供給系
高圧窒素ボンベ ＊所内常設直流電源
設備

常設低圧代替注水系ポンプ
代替淡水貯槽
常設代替高圧電源装置
軽油貯蔵タンク ＊西側淡水貯水設備－－

可搬型代替注水中型ポンプ－

計装設備

サプレッション・プール水
温度 ＊原子炉圧力 ＊
原子炉圧力（ＳＡ）－

常設低圧代替注水系ポンプ
吐出圧力
緊急用Ｍ／Ｃ電圧

重大事故等対処設備
可搬設備－－：有効性評価上考慮しない操作
既許可の対象となっている設備を重大事故等対処設備に位置付けるもの

・取水機能喪失に伴う低圧注水機能喪失の確認後，可搬型代替注水中型ポンプ準備及びホース敷設等を実施する。
・サプレッション・プール水温度がサプレッ
ション・プール熱容量制限（原子炉が高圧の 場 合 は 65℃ ） に 到達し た こ と を 確 認 する。
・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）の起動準備操作の完了
後，逃がし安全弁（自動減圧機能）7 弁の手動開放により，原子炉減圧を実施する。

可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）の起動準備操作
逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作

順・取水機能喪失の確認後，残留熱除去系の回復操作を実施する。
・取水機能喪失に伴う低圧注水機能喪失の確認後，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）を起動する。

手

崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合）における重大事故等対策について（2／3）

残留熱除去系海水系の回復操
作
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）の起動準備操作

操作及び確認第 2.4.1－1 表

2.4.1-30
残留熱除去系（低圧注水系） ＊サプレッション・プー
ル＊
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系） ＊残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系） ＊緊急用海水系
常設代替高圧電源装置
軽油貯蔵タンク ＊－緊急用海水系
常設代替高圧電源装置
軽油貯蔵タンク ＊

－

－

－

－

緊急用海水系流量（残留熱除去系熱交換器）
緊急用海水系流量（残留熱除去系補機）
原子炉水位（広帯域） ＊原子炉水位（ＳＡ広帯域）
残留熱除去系系統流量 ＊低圧代替注水系原子炉注水流量
サプレッション・チェンバ圧
力＊
ドライウェル圧力 ＊サプレッション・プール水温度＊＊

重大事故等対処設備
常設設備
可搬設備
計装設備
原子炉水位（広帯域） ＊常設低圧代替注水系ポ －
原子炉水位（燃料域） ＊ンプ
原子炉水位（ＳＡ広帯域）
代替淡水貯槽
原子炉水位（ＳＡ燃料域）
常設代替高圧電源装置
低圧代替注水系原子炉注水流
軽油貯蔵タンク ＊量
代替淡水貯槽水位
原子炉隔離時冷却系系統流量：有効性評価上考慮しない操作
既許可の対象となっている設備を重大事故等対処設備に位置付けるもの

・代替燃料プール冷却系等を用いて使用済燃料
プールへの注水及び冷却を実施する。

使用済燃料プールの冷却操作＊

・緊急用海水系の起動後，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）を起動する。
・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）による原子炉注水を停止し，残留熱除去系による原子炉注水に切り替える。
・以降，残留熱除去系により原子炉注水及び格納容器除熱を交互に実施しつつ，原子炉水位
を原子炉水位低（レベル３）設定点から原子
炉水位高（レベル８）設定点の間に維持する。

緊急用海水系を用いた海
水通水操作

緊急用海水系を用いた残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水操
作並びに残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）又は残留熱除去系（サプレッション・プー
ル冷却系）による格納容
器除熱操作

順

・原子炉減圧により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）からの原子炉注水が開始され，原子炉水位が回復したことを確認する。
・原子炉隔離時冷却系が停止したことを確認する。
・原子炉水位回復後は，原子炉水位を原子炉水位低（レベル３）設定点から原子炉水位高（レベル８）設定点の間に維持する。
・取水機能喪失の確認後，緊急用海水系を起動する。

手

崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合）における重大事故等対策について（3／3）

原子炉水位の調整操作（低圧代替注水系（常設））

操作及び確認第 2.4.1－1 表

初期条件

2.4.1-31目

約 278℃
約 9℃
９×９燃料（Ａ型）

炉心入口温度

炉心入口サブクール度

燃
44.0kW／m
ANSI／ANS-5.1-1979（燃焼度 33GWd／t）
5kPa[gage]
57℃

燃料棒最大線出力密度

原子炉停止後の崩壊熱

格納容器圧力ドライウェル雰囲気温度

料

ドライウェル内ガス冷却装置の設計温度を設定

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
初期の燃料棒線出力密度が大きい方が燃料被覆管温度の観点で厳しい設定となるため，保安規定の運転上の制限における上限値を設定
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
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熱平衡計算による値

熱平衡計算による値

定格流量を設定

通常運転水位を設定

通常運転水位（セパレータ
スカート下端から＋126 ㎝）
48,300ｔ／h

原子炉水位

定格熱出力を設定
定格圧力を設定

炉心流量

条件設定の考え方
本重要事故シーケンスの重要現象を評価できる解析コード

6.93MPa[gage]

原子炉側：ＳＡＦＥＲ
格納容器側：ＭＡＡＰ
3,293MW主要解析条件主要解析条件（崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合））（1／6）

原子炉圧力（圧力容器ドーム部）

原子炉熱出力

解析コード

項

第 2.4.1－2 表

初期条件

事故条件

2.4.1-32目

給水流量の全喪失

起因事象

崩壊熱除去機能喪失

外部電源あり安全機能の喪失に対する仮定

外部電源

原子炉スクラムが原子炉水位低（レベル３）信号にて発生し，再循環ポン
プトリップが原子炉水位異常低下（レベル２）信号にて発信するため，原子炉水位の低下が大きくなり，炉心の冷却の観点で厳しい外部電源ありを設定

取水機能の喪失による崩壊熱除去機能喪失を設定

運転時の異常な過渡変化の中で原子炉水位の急速な低下に伴い，原子炉ス
ク ラ ム ， 高 圧 注 水 機能 の自 動 起 動 ， 主 蒸 気 隔離 弁の 閉 止 等 が 発 生 す る ため，事象発生後の状況判断における余裕時間の観点で厳しい給水流量の全喪失を設定

設計値を設定3.45kPa（ドライウェル－サプ
レッション・チェンバ間差圧）

32℃

サプレッション・
プール水温度ベント管真空破壊装置
作動差圧

サプレッション・プール水位

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
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
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

空間部：4,100m３
液相部：3,300m３
6.983m（通常水位－4.7cm）

条件設定の考え方
設計値を設定主要解析条件主要解析条件（崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合））（2／6）

5,700m３

格納容器体積（ドライウェル）格納容器体積（ウェットウェル）

項

第 2.4.1－2 表重 大 事 故 等 対策 に 関 連 す る 機 器 条 件

2.4.1-33

原子炉水位異常低下（レベル２）信号で閉止
原子炉水位異常低下（レベル２）信号で全台ト
リップ

主蒸気隔離弁ＡＴＷＳ緩和設備（代替原子炉再循環ポンプト
リップ機能）

逃がし安全弁

原子炉水位低（レベル３）信号（遅れ時間：1.05 秒）

原子炉スクラム（原子炉圧力制御時）
安全弁機能
7.79MPa［gage］×2 個，385.2t／h／個
8.10MPa［gage］×4 個，400.5t／h／個
8.17MPa［gage］×4 個，403.9t／h／個
8.24MPa［gage］×4 個，407.2t／h／個
8.31MPa［gage］×4 個，410.6t／h／個（原子炉手動減圧操作時）
逃がし安全弁（自動減圧機能）7 弁を開放する
ことによる原子炉減圧＜原子炉圧力と逃がし安全弁蒸気流量の関係＞

主要解析条件

逃がし安全弁の設計値に基づく原子炉圧力と蒸気流量の関係から設定設計値を設定なお，安全弁機能は逃がし弁機能に比べて原子炉圧力が高めに維持され，原子炉減圧操作時に原子炉圧力が所定の圧力に到達するまでの時間が遅くなるため，事象発生初期において高圧注水機能が喪失し低圧注水機能を用いて原子炉注水を実施する事故シーケンスにおいては，評価項目に対して厳しい条件となる設計値を設定設計値を設定設計値を設定条件設定の考え方

主要解析条件（崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合））（3／6）

目項

第 2.4.1－2 表

重大事故等対策に関連する機器 条件

目

低圧代替注水系（常設）

原子炉隔離時冷却系項

独時）（原子炉注水単独
最小流量特性（2 台）
・注水流量：0m ３ ／h～378m ３ ／h
・注水圧力：0MP a[dif]～2.38MPa[dif]

0.0

1.0

2.0

3.0

4.0

0

100

200
流量（ m3 /h）

300

400

500

小流量特性を設定
機器設計上の最小要求値である最小

流 量 （ m ３ /h）

設計値を設定ン回転数制御により原子炉
原子炉隔離時冷却系は，タービン圧力によらず一定の流量にて注水すする設計となっている

低 （レベ ル２ ）信 号に て自 動
原 子炉 水位 異常 低下
起動
子 水位高 （レ ベル ８） 設定 点
原 子炉 水位 が原 子炉
ま で回 復し た以 降は降 原子炉 水位 を原 子炉 水位 低（ レベ ル３ ）設 定点
定 から原 子炉 水位 高（ レベ ル
８）設定点の範囲
囲に維持
原 子炉 減圧 時の 常設
常 低圧代 替注 水系 ポン プを 用
い た低 圧代 替注 水系
水 （常設 ）に よる 原子 炉水 位
回 復性 能を 確認 する
す 観点で ，原 子炉 減圧 操作 と同時に注水停止・注水特性：136 .7m ３ ／h
・注水圧力：1.0 4MPa[gage]～7.86MPa[gage]
原 子炉 水位 が原 子炉
子 水位高 （レ ベル ８） 設定 点
ま で回 復し た以 降は降 原子炉 水位 を原 子炉 水位 低（ レベ ル３ ）設 定点
定 から原 子炉 水位 高（ レベ ル
８）設定点の範囲
囲に維持
残 留熱 除去 系の 準備
準 完了後 ，原 子炉 水位 高（ レベル８）に到達しした時点で注水停止

条件設定の考考え方

主要解析条件主要解析条件 （崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合））（4／／6）

原 子 炉 圧 力 （ MPa[gage]）

第 2.4.1－2 表

原 子炉圧 力（ MPa[dif]）

2.4.1-34

重 大 事 故 等 対策 に 関 連 す る 機 器 条 件

2.4.1-35目

緊急用海水系

残留熱除去系（格納容器スプ
レイ冷却系）

残留熱除去系（低圧注水系）

項

第 2.4.1－2 表

スプレイ流量：1.9×10３ m３ ／h（95％：ドライウェル，5％：サプレッション・チェンバ）
伝熱容量：約 24MW
(サプレッション・プール水温度 100℃，海水温
度 32℃において)格納容器スプレイ実施中に格納容器圧力が13.7kPa[gage] に 到 達 し た 時 点 で サ プ レ ッ シ ョン・プール冷却運転に切替え

最小流量特性
注水流量：0m３ ／h～1,676m３ ／h
注水圧力：0MPa[dif]～1.55MPa[dif]原子炉水位を原子炉水位低（レベル３）設定点から原子炉水位高（レベル８）設定点の範囲に維持し，原子炉注水停止中に格納容器スプレイを実施

主要解析条件

0

200

400

600

800

1000

1200

流量（m3/h）

1400

1600

1800

2000

残留熱除去系の除熱性能を厳しくする観点で，過去の実績を包含する高めの海水温度を設定

設計値を設定

0.0

1.0

2.0

3.0

4.0

機器設計上の最小要求値である最小流量特性を設定

条件設定の考え方

主要解析条件（崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合））（5／6）

原子炉圧力（MPa[dif]）重 大 事 故 等 対策 に 関 連 す る 操 作 条 件

2.4.1-36

格納容器圧力279kPa[gage]到達時

緊急用海水系を用いた残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水操作並びに残留熱除去系（格納容器ス
プレイ冷却系）又は残留熱除去系（サプレッション・
プール冷却系）による格納容器除熱操作主要解析条件

サプレッション・プール水温度 65℃到達時

目

実際には残留熱除去系の起動準備が完了した時点で，サプ
レッション・プール水温度が 32℃を超過している場合はサプレッション・プール冷却モード運転，格納容器圧力が245kPa[gage]を超過している場合は格納容器スプレイモー
ド運転を実施するが，余裕時間を確認する観点で，評価上は格納容器圧力が代替格納容器スプレイの実施基準である279kPa[gage]に到達した時点で格納容器スプレイモード運転を開始するものと設定
また，残留熱除去系による格納容器除熱の開始後に，原子炉水位が原子炉水位高（レベル８）設定点に到達した時点
で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）による原子炉注水を停止し，以降は残留熱除去系による原子炉注水により原子炉水位を維持する

運転手順に基づき，サプレッション・プール熱容量制限を踏まえて設定条件設定の考え方

主要解析条件（崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合））（6／6）

逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作（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）

項

第 2.4.1－2 表

2.4.1-37

→

→
←

※1 海へ

←

常設 高圧 代 替注 水系 ポ ンプ←

復水 貯蔵 タ ンク

代替 淡水 貯 槽↑

常設 低圧 代 替注 水系↑ ポン プ（ Ａ），（ Ｂ）

高所 西側
接続 口

原子 炉建 屋 高所 東側
西側 接続 口 接続 口

※3

耐圧 強化
ベン ト系

格納 容器 圧 力逃 がし 装 置①： 評価 上 ，非 常用 デ ィー ゼ ル発 電機 等 の機 能喪失 を想 定 する こと か ら従 属 的に 使用 不 能

高圧 炉心
スプ レイ 系 ポン プ

①
→

↑

代替
循環
冷却系
ポンプ
(Ｂ)

：評 価上 考 慮し ない 設 備：従 属的 に 使用 不能 と なる 設 備：安 全機 能 の喪 失を 仮 定す る 設備

海へ ※2

※3

残留 熱除 去 系ポ ンプ （ Ｃ）→→
残留 熱除 去 系
ポン プ（ Ｂ ）←残留 熱除 去 系
ポン プ（ Ａ ）サプ レッ シ ョン・プ ール

サプ レッ シ ョン ・チェ ンバ

低圧 炉心 ス プレ イ系 ポ ンプ
原子 炉隔 離 時冷 却系 ポ ンプ

↑

代替
循環
冷却系
ポンプ
(Ａ)

ドラ イウ ェ ル例

ター ビン へ逃が し安 全 弁
（安 全弁 機 能）凡

崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合）時の重大事故等対策の概略系統図（1／3）（原子炉隔離時冷却系による原子炉注水段階）※2※1

原子 炉建 屋東側 接続 口緊急 用海 水ポン プ（ Ａ），（ Ｂ）

第 2.4.1－1 図

海

※2

※1

残留 熱除 去 系
海水 ポン プ（Ｂ ），（ Ｄ ）

→

→

→

→

残留 熱除 去 系
海水 ポン プ （Ａ ），（ Ｃ ）→２Ｃ非常用ディーゼル発電機用海水ポン
プ，２Ｄ非常用ディーゼル発電機用海水ポ
ンプ及び高圧炉心スプレイ系ディーゼル発
電機用海 水 ポン プ

軽油 貯蔵 タ ンク

Ｇ

常設 代替 高 圧電 源装 置

Ｇ

２Ｃ非常用ディーゼル発電機，２Ｄ非常用ディーゼル発電機及び高圧炉心スプレ
イ系ディ ー ゼル 発電 機

原子 炉圧 力容器

2.4.1-38→→

緊急 用海 水ポン プ（ Ａ），（ Ｂ）※2※1

原子 炉建 屋東側 接続 口

←

※1 海へ

←

常設 高圧 代 替注 水系 ポ ンプ←

復水 貯蔵 タ ンク

代替 淡水 貯 槽↑

常設 低圧 代 替注 水系↑ ポン プ（ Ａ），（ Ｂ）

高所 西側
接続 口

原子 炉建 屋 高所 東側
西側 接続 口 接続 口

※3

耐圧 強化
ベン ト系

格納 容器 圧 力逃 がし 装 置①： 評価 上 ，非 常用 デ ィー ゼ ル発 電機 等 の機 能喪失 を想 定 する こと か ら従 属 的に 使用 不 能

高圧 炉心
スプ レイ 系 ポン プ

①
→

↑

代替
循環
冷却系
ポンプ
(Ｂ)

：評 価上 考 慮し ない 設 備：従 属的 に 使用 不能 と なる 設 備：安 全機 能 の喪 失を 仮 定す る 設備

海へ ※2

※3

残留 熱除 去 系ポ ンプ （ Ｃ）→→
残留 熱除 去 系
ポン プ（ Ｂ ）←残留 熱除 去 系
ポン プ（ Ａ ）サプ レッ シ ョン・プ ール

サプ レッ シ ョン ・チェ ンバ

低圧 炉心 ス プレ イ系 ポ ンプ
原子 炉隔 離 時冷 却系 ポ ンプ

↑

代替
循環
冷却系
ポンプ
(Ａ)

ドラ イウ ェ ル例

ター ビン へ逃が し安 全 弁
（自 動減 圧 機能 ）凡

第 2.4.1－1 図 崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合）時の重大事故等対策の概略系統図（2／3）（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）による原子炉注水段階）

海

※2

※1

残留 熱除 去 系
海水 ポン プ（Ｂ ），（ Ｄ ）

→

→

→

→

残留 熱除 去 系
海水 ポン プ （Ａ ），（ Ｃ ）→２Ｃ非常用ディーゼル発電機用海水ポン
プ，２Ｄ非常用ディーゼル発電機用海水ポ
ンプ及び高圧炉心スプレイ系ディーゼル発
電機用海 水 ポン プ

軽油 貯蔵 タ ンク

Ｇ

常設 代替 高 圧電 源装 置

Ｇ

２Ｃ非常用ディーゼル発電機，２Ｄ非常用ディーゼル発電機及び高圧炉心スプレ
イ系ディ ー ゼル 発電 機

原子 炉圧 力容器

2.4.1-39

第 2.4.1－1 図海→

残留 熱除 去 系
海水 ポン プ（Ｂ ），（ Ｄ ）

→
←

※1 海へ

←

←

残留 熱除 去 系
ポン プ（ Ａ ）←常設 高圧 代 替注 水系 ポ ンプ→→

復水 貯蔵 タ ンク

高圧 炉心
スプ レイ 系 ポン プ↑

常設 低圧 代 替注 水系↑ ポン プ（ Ａ），（ Ｂ）

高所 西側
接続 口

原子 炉建 屋 高所 東側
西側 接続 口 接続 口

※3

耐圧 強化
ベン ト系

格納 容器 圧 力逃 がし 装 置①： 評価 上 ，非 常用 デ ィー ゼ ル発 電機 等 の機 能喪失 を想 定 する こと か ら従 属 的に 使用 不 能

代替 淡水 貯 槽

↑

代替
循環
冷却系
ポンプ
(Ｂ)

：評 価上 考 慮し ない 設 備：従 属的 に 使用 不能 と なる 設 備：安 全機 能 の喪 失を 仮 定す る 設備

海へ ※2

①
→

残留 熱除 去 系
ポン プ（ Ｂ ）※3

残留 熱除 去 系ポ ンプ （ Ｃ）

サプ レッ シ ョン・プ ール

サプ レッ シ ョン ・チェ ンバ

低圧 炉心 ス プレ イ系 ポ ンプ
原子 炉隔 離 時冷 却系 ポ ンプ

↑

代替
循環
冷却系
ポンプ
(Ａ)

ドラ イウ ェ ル例

ター ビン へ逃が し安 全 弁
（自 動減 圧 機能 ）凡

崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合）時の重大事故等対策の概略系統図（3／3）（緊急用海水系を用いた残留熱除去系による原子炉注水及び格納容器除熱段階）※2※1

原子 炉建 屋東側 接続 口緊急 用海 水ポン プ（ Ａ），（ Ｂ）

→

※1

※2

→

→

→

残留 熱除 去 系
海水 ポン プ （Ａ ），（ Ｃ ）→２Ｃ非常用ディーゼル発電機用海水ポン
プ，２Ｄ非常用ディーゼル発電機用海水ポ
ンプ及び高圧炉心スプレイ系ディーゼル発
電機用海 水 ポン プ

軽油 貯蔵 タ ンク

Ｇ

常設 代替 高 圧電 源装 置

Ｇ

２Ｃ非常用ディーゼル発電機，２Ｄ非常用ディーゼル発電機及び高圧炉心スプレ
イ系ディ ー ゼル 発電 機

原子 炉圧 力容器

（解 析上 の 時刻 ）（約 0 秒 ）凡

例：操 作・ 確 認（運転 員）

給水 流量 の 全喪 失：プ ラン ト 状態（解 析）：判 断：解 析上 考 慮しない 操作

原子 炉水 位 低（ レベ ル３ ）設定 点到 達：重 大事 故 等対応要 員（ 現 場） の作 業
：運 転員 と 重大事故 等対 応 要員 （現 場 ）の共 同作 業原子 炉ス ク ラム の確 認 ※ １（約 20 秒）原子 炉水 位 異常 低下（レ ベル ２ ）設 定点 到達

使用 済燃 料 プー ルの
冷却 操作

主蒸 気隔 離 弁閉 止
逃が し安 全 弁（ 安全 弁機 能 ）に よる原 子炉 圧 力制 御確 認 ※ ２

原子 炉隔 離 時冷 却系 の
自動 起動 の 確認 ※ ２

再循 環ポ ン プ
トリ ップ の 確認 ※ ２※１

原 子 炉ス クラ ムは ， 中央 制御 室 に て平 均出 力 領域 計装等に よ り確 認す る 。
な お ， 外 部 電 源 が な い 場 合 は ， 非 常 用 デ ィ ー ゼ ル 発 電 機 等が 一 旦 自 動 起 動 す る が ， 取 水 機
能 喪 失 に よ り 非 常 用 デ ィ ー ゼ ル 発 電 機 海 水 ポ ン プ が 起 動 して い な い 場 合 は ， イ ン タ ー ロ ッ
クに より 60秒間 運転 を継 続 した 後に 停 止 する 。

※２

中 央 制 御室 に て ， 機器 ラ ン プ 表示 ， 警報 ， ポ ン プ吐 出圧 力 ，系 統 流 量 ，原 子 炉水 位 （ 広帯域）， 原 子炉 圧力 等 にて 確認 する 。

※３

原 子 炉隔 離時 冷却 系 によ り， 原 子 炉水 位を 原 子炉 水位低（ レ ベル ３） 設 定 点か ら原 子 炉水
位高 （レ ベ ル８ ）設 定点 の 間に 維持 す る 。

※４

サ プ レ ッシ ョ ン ・ プー ル 水 温 度32℃ 到達 に て サ プレ ッシ ョ ン・ プ ー ル 冷却 の 実施 を 判 断す
る が， 残 留 熱 除 去系 海 水 系 の起 動 操 作 に 失 敗す るこ と で取 水 機 能 喪 失を 判 断 す る 。 なお ，
解析 上は サ プレ ッシ ョン ・ プー ル水 温 度 の初 期値 を32℃ に設 定し て いる 。

※５

外 部 電源 がな い場 合 には ，常 設 代 替高 圧電 源 装置 から緊急 用 母線 及び 非 常 用母 線を 受 電する。

※６

取 水 機能 喪失 の確 認 後， あら か じ め低 圧で 注 水可 能な系統 の 準備 操作 を 実 施す る。

※７

サ プ レ ッシ ョ ン ・ プー ル 水 温 度が サ プレ ッ シ ョ ン・ プー ル 熱容 量 制 限 （原 子 炉が 高 圧 の場
合 は 65℃ ） に 到 達 又 は 超 過 し た 場 合 は ， 低 圧 で 注水 可 能 な 系 統 の 準 備 完 了 後 に 逃 が し 安
全 弁（ 自 動 減 圧 機能 ） の 手 動操 作 に よ る 原 子炉 減圧 を 実施 す る 。 ま た， 実 際 の 操 作 では ，
原 子炉 圧 力 が 低 下し 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 が 開 始 され た 後 に 原子 炉 隔 離 時 冷 却系 が停 止 する が ， 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 ） の み に よ る原 子炉 注 水性 能 を 確 認 する 観 点 で ， 原 子炉 減
圧開 始と 同 時に 原子 炉隔 離 時冷 却系 は 停 止す る想 定とし てい る。

※８

原 子 炉 減圧 時 に は 原子 炉 水 位 計凝 縮 槽内 の 原 子 炉冷 却材 の 減圧 沸 騰 に より 原 子炉 水 位 の指
示値 の信 頼 性が 損な われ る おそ れが あ る ため ，原 子炉水 位不 明で な いこ とを 確 認 する 。
原子 炉水 位 不明 は， 以下 の いず れか に よ り判 断す る 。
・ド ライ ウ ェル 雰囲 気温 度 と原 子炉 圧 力 の関 係が 原子炉 水位 不明 領 域に 入っ た 場 合・原 子炉 水 位の 計装 電源 が 喪失 した 場 合・ 原 子 炉 水 位 の 指 示 値 の ば ら つ き が 大 き く 燃 料 有効 長 頂 部 以 上 で あ る こ と が 判 断 で き な
い場 合

※９

原 子 炉水 位不 明の 場 合は ，原 子 炉 圧力 容器 を 満水 とし，原 子 炉圧 力と サ プ レッ ショ ン ・チ
ェン バ圧 力 の差 圧を 確認 す るこ とで ， 原 子炉 水位 が燃料 有効 長頂 部 以上 であ る こ とを 確認
する 。

※ １０

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 り ，原 子 炉水 位 を 原子
炉水 位低 （ レベ ル３ ）設 定 点か ら原 子 炉 水位 高（ レベル ８） 設定 点 の間 に維 持 す る。

※１ １

取 水機 能喪 失の 確 認後 ，緊 急 用 海水 系の 起 動操 作を実施 す る。
実 際 に は 緊 急 用 海 水 系 の 起 動 操 作 が 完 了 し た 時 点で ， サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 水 温 度 が32℃ を 超 過 し て い る 場 合 は 残 留 熱 除 去 系 に よ る サプ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 冷 却 ， 格 納 容 器
圧力 が 245kPa[gage]を超 過 して いる 場 合 は残 留熱除 去系 によ る格 納 容器 スプ レ イ を実 施する が， 評 価上 は格 納容 器 圧力 が代 替 格 納容 器ス プレイ の実 施基 準 であ る 279kPa[gage]に到 達し た 時点 で格 納容 器 スプ レイ を 開 始す る想 定とし てい る。

※ １２

残 留 熱除 去 系 は ，原 子 炉 水 位低 （ レベ ル ３ ） 設定 点に て 原子 炉 注 水 運転 に 切り 替 え ，原子炉 水位 高 （レ ベル ８） 設 定点 にて 格 納 容器 スプ レイ運 転に 切り 替 える 。

原子 炉水 位 の調 整操 作
（原 子炉 隔 離時 冷却 系） ※３
原子 炉隔 離 時冷 却系 以外 に よる 原子 炉 注 水操 作・高 圧代 替 注水 系に よる 原 子炉 注水 操 作
サプ レッ シ ョン ・プ ール 水 温度
32℃ 到達Ⅰ

取水 機能 喪 失の 確認 ※ ４ ， ５（約 2 時 間 ）可搬 型代 替 注水 中型 ポン プ を用い た低 圧 代替 注水 系
（可 搬型 ） の起 動準 備操 作

残留熱除去系海水系の回 復操 作

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） の起動 準備 操 作 ※ ５ ， ６

低圧 代替 注 水系 （常 設） 以 外に よる 原 子 炉注 水操 作
・制 御棒 駆 動水 圧系 によ る 原子 炉注 水 操 作
・ほ う酸 水 注入 系に よる 原 子炉 注水 操 作
・消 火系 （ ディ ーゼ ル駆 動 ）に よる 原 子 炉注 水操 作
・補 給水 系 によ る原 子炉 注 水操 作
・可 搬型 代 替注 水中 型ポ ン プを 用い た 低 圧代 替注 水 系（可 搬型 ） によ る原 子炉 注 水操 作

サプ レッ シ ョン ・プ ール 水 温度
65℃ 到達逃が し安 全 弁（ 自動 減圧 機 能）の手 動に よ る原 子炉 減圧 操 作 ※ ７

Ⅱ
原子 炉水 位 不明
でな いこ と の確 認 ※８

水位 不明
緊急 用海 水 系を 用い た
海水 通水 操 作 ※ ５ ， １ １
原子 炉満 水 操作 ※ ９

水位 不明 で はな い

原子 炉水 位 の調 整操 作
（低圧代替注水系（常設））※１０（約 13 時間 ）格納容器圧力279kPa[gage]到達

緊急 用海 水 系を 用い た残 留 熱除 去系（ 低圧 注 水系 ）に よる 原 子炉 注
水操 作並 び に残 留熱 除去 系 （格 納容器 スプ レ イ冷 却系 ）又 は 残留 熱除去 系（ サ プレ ッシ ョン ・ プー ル
冷却 系） に よる 格納 容器 除 熱操 作
※ ５ ， １ １ ，１ ２

代替 残留 熱 除去 系海 水系 を 用い た
残留 熱除 去 系に よる 原子 炉 注水及び 格納 容 器除 熱操 作

残留熱除去系による原子炉注水及び格納容器除熱を継続する。また，機能喪失している設備の復旧に努めるとともに，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）により冷温停止状 態と す る。

Ⅲ

残留 熱除 去 系以 外に よる 格 納容 器除 熱 又 は格 納容 器 冷却 操作・代 替循 環 冷却 系に よる 格 納容 器除 熱 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
・可 搬型 代 替注 水中 型ポ ン プを 用い た 代 替格 納容 器 スプ レイ 冷却 系
（可 搬型 ） によ る格 納容 器 冷却 操作
・消 火系 に よる 格納 容器 冷 却操 作
・補 給水 系 によ る格 納容 器 冷却 操作
・ド ライ ウ ェル 内ガ ス冷 却 装置 によ る 格 納容 器除 熱 操作

Ⅳ

【有 効性 評 価の 対象 とし て いな いが 他 に 取り 得る 手 段】
Ⅰ
高圧 代替 注 水系 によ る原 子 炉注 水も 可 能 であ る。
Ⅱ
技術 基準 上 の全 ての 要求 事 項を 満た す こ とや 全て の プラ ント 状況 に おい て使 用 す るこ とは 困 難で ある が， プ ラン ト状 況 に よっ ては ， 事故 対応に有効な 設備 と なる 制御 棒駆 動 水圧 系， ほ う 酸水 注入 系 ，消 火系 ，補 給 水系 及び 可 搬 型代 替注 水 中型 ポン プを 用 いた 低圧 代 替 注水 系（ 可 搬型 ）による 原
子炉 注水 も 実施 可能 であ る 。
Ⅲ
技術 基準 上 の全 ての 要求 事 項を 満た す こ とや 全て の プラ ント 状況 に おい て使 用 す るこ とは 困 難で ある が， プ ラン ト状 況 に よっ ては ， 事故 対応に有効な 設備 と なる 代替 残留 熱 除去 系海 水 系 を用 いた 残 留熱 除去 系の 使 用も 可能 で あ る。
Ⅳ
代替 循環 冷 却系 ，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 ） 及び 可搬 型代 替 注水 中型 ポ ン プを 用い た 代替 格納容器
スプ レイ 冷 却系 （可 搬型 ） によ る格 納 容 器ス プレ イ も実 施可 能で あ る。
技術 基準 上 の全 ての 要求 事 項を 満た す こ とや 全て の プラ ント 状況 に おい て使 用 す るこ とは 困 難で ある が， プ ラン ト状 況 に よっ ては ， 事故 対応に有効な 設備 と なる 消火 系及 び 補給 水系 に よ る格 納容 器 スプ レイ も実 施 可能 であ る 。
また ，格 納 容器 冷却 等が で きな い場 合 ， ドラ イウ ェ ル内 ガス 冷却 装 置に よる 格 納 容器 圧力 等 の上 昇の 緩和 も 可能 であ る 。

第 2.4.1－2 図

崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合）の対応手順の概要

2.4.1-40

崩壊熱除去 機能喪失 （取水機 能が喪失 した場合 ）経過時間（ 分）
0

10

20

30

40

50

60

70

80

90

100

110

備 考

実施個所・必要要員数

事象 発生【 】は他作業後移動してきた要員

責任者

当直発電長

1人

原子 炉ス ク ラム
中央監視
運転操作指揮約20秒

原 子炉 水位 異常 低 下（ レベ ル ２ ）設 定点 到 達

操作の内容

操作項目
補佐

当直副発電長1人

運転操作指揮補佐

指揮者等

災害対策要員
（指揮者等）

4人

初動での指揮発電所内外連絡

当直運転員(中央制御室)

当直運転員
(現場)

プラ ント 状 況判 断

重大事故等対応要員(現場)●原子炉ス クラムの 確認●タービン 停止の確 認●外部電源 喪失の確 認

状況判断

2人
A，B

外部電源喪失の確認
及び非常用ディーゼル発電機の停止確認
は，外部電源がない
場合に実施 する

●給水流量 全喪失の 確認
－

－

10 分
●再循環ポ ンプトリ ップの確 認● 主 蒸 気 隔 離 弁 閉 止 及 び 逃 が し 安 全 弁 （ 安 全 弁機 能 ） に よる原子炉圧 力制御の 確認●非常用ディーゼル発電機等の停止確認●原子炉隔 離時冷却 系の自動 起動の確 認

原子炉水位の調整操作（原子炉隔離時冷却
系）

【1人】
A

－

●原子炉隔 離時冷却 系による 原子炉注 水の調整 操 作－●高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機の手動起動操作
（失敗）

1分

－

－

●非常用デ ィーゼル 発電機の 手動起動 操作（失 敗 ）

2分

－

－

2人
a，b

●電源回復操作

【1人】
B

－

－

●常設代替高圧電源装置2台の起動操作及び 緊急 用母線の受
電操作

【1人】
B

－

－

●非常用母線の受電準備操作(中央制御室）

－

2人
C，D

－

●非常用母線の受電準備操作(現場）

常設代替高圧電源装置
による非常用母線の受
電操作

【1人】
B

－

－

取水機能喪 失の確認

【1人】
B

－

－

●残留熱除 去系海水 系の手動 起動操作 （失敗）

残留熱除去系海水系の
回復操作

－

【2人】
C，D

－

●残留熱除去系海水系の回復操作，失敗原因調査

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）の起動
操作

【1人】
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）による原子炉注水の系統構成操作及び起動操作

可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替
注水系（可搬型）の起
動準備操作

－

－

8人
c～j

●可搬型代替注水中型ポンプの移動，ホース敷設等の操作

早期の電源回復不能の確認

電源確保操 作対応
常設代替高圧電源装置による緊急用母線の受電操作
常設代替高圧電源装置
による非常用母線の受
電準備操作

－

【1人】
A

－

【1人】
B

原子炉水位 を原子炉 水位低（ レベル３ ）設定点 か ら原子炉水 位高（レ ベル８） 設定点の 間に維持

解析上考慮 しない
外部電源がない場合に実施する
解析上考慮 しない
外部電源がない場合
に実施する

適宜 実施

外部電源がない場合
に実施する

4分
35 分

8分

●常設代替高圧電源装置3台の追加起動操作

外部電源がない場合
に実施する

5分

●非常用母線の受電操作

第 2.4.1－3 図

外部電源がない場合
に実施する

75 分

4分

適宜実施

解析上考慮 しない

3分

170 分

崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合）の作業と所要時間（1／2）

2.4.1-41

解析上考慮 しない

崩壊熱除去 機能喪失 （取水機 能が喪失 した場合 ）経過時間（ 時間）
0

4

8

12

16

20

24

28

32

36

40

44

48

備 考

事象 発生

約2時 間

サ プレ ッ ショ ン・ プー ル 水温 度 65℃

実施個所・必要要員数【 】は他作業後移動してきた要員

操作項目

操作の内容

約13時間

当直運転員
(中央制御室)

当直運転員
(現場)

重大事故等対応要員(現場)

原子炉水 位の 調整
操作（原 子炉 隔離
時冷却系）

【1人】
A

－

－

● 原 子炉 隔 離 時 冷却 系 に よ る 原子 炉 注 水 の調整操作

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） の起 動操
作

【1人】
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 の系統構成操作及び起動操作

3分

逃がし安 全弁 （自動減圧機 能） の手動による 原子 炉減
圧操作

【1人】
B

－

－

●逃がし安全弁（自動減圧機能）7弁の手動
開放操作

1分

原子炉 水位 の調 整
操作 (低 圧 代替 注
水系（常設）)【1 人】
A

緊急用海 水系 を用いた残留 熱除 去系（低圧注 水系 ）による原子 炉注 水操
作並びに 残留 熱除去系（格 納容 器ス
プレイ冷 却系 ）又は残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）によ る格 納容器除熱操作

使用済燃 料プ ールの冷却操作● 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 の調整操作

取水機能喪失後に実施する

原子炉水位 を原子炉 水位低（ レベル３ ）設定点 か ら
原子炉水位 高（レベ ル８）設 定点の間 に維持す る

20 分●緊急用海水系による海水通水の系統構成
操作及び起 動操作

【1 人】
A

－

－

2分

●残留熱除去系（低圧注水系）の起動操作● 残 留熱 除 去 系 （低 圧 注 水 系 ）に よ る 原 子
炉 注水 並 び に 残 留熱 除 去 系 （格 納 容 器ス
プ レイ 冷 却 系 ） 又は 残 留 熱 除去 系 （ サプレ ッシ ョ ン ・ プ ール 冷 却 系 ）に よ る 格納容器除熱の交互運転操作

【1 人】
A

－

－

原子 炉水 位 高（ レベ ル８ ） 設定 点に て 格 納容 器ス プ レイ 又は サプ レ ッシ ョン ・ プ ール 冷却 運 転へ の切 替操 作 を実 施し ，
原子 炉水 位 低（ レベ ル３ ） 設定 点に て 原 子炉 注水 へ の切 替え 操作 を 実施 する● 常 設低 圧 代 替 注水 系 ポ ン プ によ る 代 替 燃
料プ ー ル注 水 系（ 注 水ラ イ ン） を 使用 した使用済燃料プールへの注水操作

－

－

8人
c～j

必要要員合計

2人
A，B

2人
C，D

10人
a～j

● 可 搬型 代 替 注 水中 型 ポ ン プ の移 動 ， ホ ース敷設等の操作

第 2.4.1－3 図

解析上考慮 しない
スロッシングによる水位低下がある場合は代替燃
料プール冷却系の起動までに実施す る

適宜 実施

15 分

●代替燃料プール冷却系の起動操作
可搬型代 替注 水中型ポンプ を用 いた
低圧代替注水系（可搬型 ）の 起動
準備操作

格納 容器 圧力 279kPa［gage］ 到達

170 分

解析上考慮 しない
約 25時 間 後 ま で に 実 施 する

解析上考慮 しない

崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合）の作業と所要時間（2／2）

2.4.1-42

10

原子炉隔離時冷却系の起動／停止により炉内の蒸気発生量が増減するため，圧力の低下／上昇を繰り返し，圧力上昇時は逃がし安全弁（安全弁機能）の開閉により圧力は制御される（原子炉への注水中は，原子炉圧力が降下する。崩壊熱の減少に伴い，圧力の低下幅が大きくなる）（最大値：約 7.79MPa[gage]）

8
逃がし安全弁（自動減圧機能）
7 弁による手動減圧（約 2 時間）

原子 炉圧力6(MPa[abs])s]）4

主蒸気隔離弁閉止による原子炉圧力上昇

2

0
0

1

2

3

4

5

(h)
事故後の時間（ｈ）
SA3NT2LOF99AH4PR000

第 2.4.1－4 図

原子炉圧力の推移

20

原子 炉水 位 （シュ ラウ ド内外水 位）

原子炉隔離時冷却系の起動／停止による
原子炉水位の維持

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）の起動／停止による水位制御シュラウド内（炉心上部プレナム）

15

レベル 8
レベル 3
レベル 2
シュラウド外10

レベル 1
燃料有効長頂部
シュラウド内（高出力燃料集合体）
原子炉減圧による蒸気流出に伴う水位低下（約 2 時間）
燃料有効長底部

5

シュラウド内（炉心下部プレナム）

(m)

0
0

1

2

3

4

事故後の時間（ｈ）(h)
SA3NT2LOF99AH4PR000

第 2.4.1－5 図※

原子炉水位（シュラウド内外水位）の推移 ※シュラウド内外水位はボイドを含む場合は，二相水位を示している。

2.4.1-43

5

2000

1500

注水流量

原子炉隔離時冷却系による注水（原子炉水位低（レベル３）設定点から原子炉水位高（レベル８）設定点の間に維持するよう注水）

1000(m３ ／h)

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)による注水

500

0
0

1

2

3

4

5

(h)
事故後の時間（ｈ）
SA3NT2LOF99AH4PR000

第 2.4.1－6 図

注水流量の推移

5000

4000

蒸気 流量
蒸気流量

逃がし安全弁（自動減圧機能）
7 弁開放による原子炉減圧（約 2 時間）

3000

/h）
(t／h)

2000

逃がし安全弁（安全弁機能）（原子炉圧力制御）

1000

0
0

1

2

3

4

(h)
事故後の時間（ｈ）
SA3NT2LOF99AH4PR000

第 2.4.1－7 図

逃がし安全弁からの蒸気流出流量の推移

2.4.1-445

500

原子 炉圧 力 容器 内 の保 有水 量

原子炉圧力容器内の保有水量ｔ）(t)

逃がし安全弁（自動減圧機能）7 弁開放による水量減少（減圧と同時に原子炉隔離時冷却系が停止することを想定）（約 2 時間）400

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）の起動／停止による水量増減

原子炉隔離時冷却系の起動／停止による水量増減

300

200

100

0
0

1

2

3

4

5

事故後の時間（ｈ）(h)
SA3NT2LOF99AH4PR000

第 2.4.1－8 図

原子炉圧力容器内の保有水量の推移

1200（最高温度：初期値（約 309℃）以下にとどまる）

1000

燃料 被覆 管 温度

燃料被覆管温度

℃）
(℃)

800

600
原子炉圧力変化に応じて飽和温度が変化し，燃料被覆管温度もこれに追従して変化を繰り返す

400

原子炉減圧による飽和温度の低下

200

0
0

1

2

3

4

5

事故後の時間（ｈ）(h)
SA3NT2LOF99AH4PR000

第 2.4.1－9 図

燃料被覆管温度の推移

2.4.1-45

1.0E+6
核沸騰冷却(ボイド率に対応した値)

1.0E+5熱伝達係 数

1.0E+4

1.0E+3

２(W／(m)）・K))
1.0E+2

1.0E+1

1.0E+0
0

1

2

3

4

5

(h)
事故後の時間（ｈ）
SA3NT2LOF99AH4PR000

第 2.4.1－10 図

燃料被覆管最高温度発生位置における熱伝達係数の推移

1.2

1

原子炉減圧に伴うボイド率増加（約 2 時間）

ボイド率

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）の起動／停止によるボイド率増減

0.8

0.6
原子炉隔離時冷却系の起動／停止に伴うボイド率増減

(－)
0.4

0.2

0
0

1

2

3

4

5

事故後の時間（ｈ）(h)
SA3NT2LOF99AH4PR000

第 2.4.1－11 図

燃料被覆管最高温度発生位置におけるボイド率の推移

2.4.1-46

1.2

原子炉減圧に伴うボイド率増加（約 2 時間）

1

ボイド率

ボイド率

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）の起動／停止によるボイド率増減0.8
原子炉隔離時冷却系の起動／停止に伴うボイド率増減

0.6

（－）
(－)
0.4

0.2

0
0

1

2

3

4

5

(h)
事故後の時間（ｈ）
SA3NT2LOF99AH4PR000

第 2.4.1－12 図

高出力燃料集合体におけるボイド率の推移

1.2

1

ボイド率

ボイド率

0.8

0.6
原子炉減圧に伴うボイド率増加（約 2 時間）

－）
(－)
0.4

原子炉隔離時冷却系の起動／停止に伴うボイド率増減

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
注水により未飽和となりボイド消滅

0.2

0
0

1

2

3

4

事故後の時間（ｈ）(h)
SA3NT2LOF99AH4PR000

第 2.4.1－13 図

炉心下部プレナムにおけるボイド率の推移

2.4.1-475

10000
GEMP731
ORNL3626
ORNL3626(照射)燃 料被 覆管 の最 高温 度及 び
円周方向応力の最大値

GEMP683
GEVNC(0.56℃/s)(8×8)(Vallecitosのデータ)
GEVNC(2.8 ℃/s)(8×8)(Vallecitosのデータ)
GEVNC(5.6 ℃/s)(8×8)(Vallecitosのデータ)
GEVNC(0.56℃/s)(7×7)(Vallecitosのデータ)

1000

円 周 方 向 の 応 力

GEVNC(2.8 ℃/s)(7×7)(Vallecitosのデータ)
GEVNC(5.6 ℃/s)(7×7)(Vallecitosのデータ)

円

NUREG-0630,DATA F(ORNL)周NUREG-0630,DATA H(KfK FABIOLA)NUREG-0630,DATA I(ORNL)

方NUREG-0630,DATA J(KfK)

向の

KfK(0.8～1.6K/s)(REBEKA Single Rod)JNES(内圧破裂試験)

100

NFI他(内圧破裂試験)

応

ベストフィット曲線

力

平均値－２σ曲線

2(N/mm(N／mm)２ )

10

1
0

100

200

300

400

500

600

700

800

900

1000

1100

1200

1300

1400

1500

1600

燃 料 被 覆 管 温 度 (℃)

第 2.4.1－14 図

燃料被覆管破裂が発生した時点の燃料被覆温度と燃料被覆管の円周方向の応力の関係

2.4.1-48

0.8
ドライウェル

原子炉減圧に伴う格納容器圧力上昇（約 2 時間）

格納容器圧力

格
納
容
器
圧
力

サプレッション・チェンバ

0.6

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）
作動による圧力低下（279kPa[gage]到達時，約 13 時間）
0.4

最大圧力：約 0.28MPa[gage]（約 13 時間）

(MPa[gage])a[gage])

残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）
への切り替え（13.7kPa[gage]到達時）

0.2

0
0

24

48

72

96

120

144

168

事故後の時間(h)第 2.4.1－15 図

格納容器圧力の推移

残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）への切替後，原子炉圧力容器からの放熱の影響により上昇傾向となるが，原子炉減圧後の原子
炉圧力容器温度より若干低い温度（100℃程度）で平衡状態となる
300

格納容器雰 囲気温 度(℃)

ドライウェル温度は以下により初期温度から急激に上昇する
・主蒸気隔離弁の閉止による原子炉圧力及び原子炉内飽和温度の上昇
・ドライウェル冷却装置の停止
200

ドライウェルサプレッション・チェンバ

残 留熱除去 系（格納 容器スプレ イ冷却系 ）作動による温度低下（約 13 時間）
最高温度：約 141℃
（約 13 時間）)100

原子炉減圧に伴い原子炉内飽和温度が低下することで，圧力容器壁面（内表面）
温度が低下し，熱伝導の遅れを伴って，圧力 容器外 表面の温度 も低下すること
で，格納容器気相部温度が低下する。また，格納容器気相部から壁面への伝熱により，格納容器気相部温度が低下する

0
0

24

48

72

96

120

事故後の時間(h)原子炉減圧に伴い，原子炉内の蒸気が流入することによる温度上昇

第 2.4.1－16 図

格納容器雰囲気温度の推移

2.4.1-49

144

168

20

サプレッ シ ョン ・ プー ル水 位

ベントライン（約 15m）
15通常水位＋6.5m（約 13.5m）
通常水位＋5.5m（約 12.5m）

10

ー

サ
プ
レ
ッ
シ
ョ
ン
・
プ

ル
水
位

外部水源である常設低圧代替注水ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水により逃がし安全弁を介し原子炉内の蒸気が流入するため水位が上昇

5

（m）

(m)

0
0

24

48

72

96

120

144

168

事故後の時間(h)JOB No.MA47BNT2TW--GG5P000

第 2.4.1－17 図

サプレッション・プール水位の推移

300

サプレッシ ョン・ プール水 温度

200

ー

サ
プ
レ
ッ
シ
ョ
ン
・
プ

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）による格納容器スプレイ作動による温度低下（約 13 時間）
最高温度：約 134℃
（約 13 時間）

ル
水
温
度

100

逃がし安全弁を介し原子炉内の蒸気が流入することで水温が上昇（約 2 時間）

（℃）
(℃)
0
0

24

48

72

96

120

144

事故後の時間(h)JOB No.MA47BNT2TW--GG5P000

第 2.4.1－18 図

サプレッション・プール水温度の推移

2.4.1-50

168添付資料 2.4.1.1
安定状態について（崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合））

崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合）時の安定状態については，
以下のとおり。
原子炉安定停止状態：事象発生後，設計基準事故対処設備又は重大事故等対処設備を用いた炉心冷却が維持可能であり，また，冷却のための設備がその後も機能維持でき，かつ，必要な要員の不足や資源の枯渇等のあらかじめ想定される事象悪化のおそれがない場合に安定停止状態が確立されたものとする。
格納容器安定状態 ：炉心冷却が維持された後に，設計基準事故対処設備又は重大事故等対処設備を用いた格納容器除熱により格納容器圧力及び温度が安定又は低下傾向に転じ，また，格納容器除熱のための設備がその後も機能維持でき，かつ，必要な要員の不足や資源の枯渇等のあらかじめ想定される事象悪化のおそれがない場合に安定状態が確立されたものとする。
【安定状態の確立について】
原子炉安定停止状態の確立について
原子炉隔離時冷却系の原子炉注水により炉心冷却が維持される。サプレッション・プー
ル熱容量制限に到達後，原子炉を減圧し，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）による原子炉注水を実施することで，引き続き炉心の冷却は維持され，原子炉安定停止状態が確立される。
格納容器安定状態の確立について
炉心冷却を継続し，緊急用海水系を用いた残留熱除去系による格納容器除熱を実施する
ことで，格納容器圧力及び雰囲気温度は安定 ※ 又は低下傾向となる。格納容器雰囲気温度
は 150℃を下回るとともに，ドライウェル雰囲気温度は，低圧注水継続のための逃がし安全弁の機能維持が確認されている 126℃を上回ることはなく，格納容器安定状態が確立される。
また，重大事故等対策時に必要な要員は確保可能であり，必要な水源，燃料及び電源を供給可能である。
（※）残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）に切り替えると，原子炉圧力容器からの放熱の影響によりドライウェル雰囲気温度はわずかに上昇傾向となる。ただし，残留熱除去系による格納容器除熱は確立しており，長期的には減圧後の原子炉
圧力容器温度（100℃程度）より若干低い温度で平衡状態となることから，この状態も含め安定傾向とする。
【安定状態の維持について】
上記の炉心損傷防止対策を継続することにより安定状態を維持できる。
また，残留熱除去系の機能を維持し炉心冷却及び除熱を継続することで，安定状態の維持が可能となる。
（添付資料 2.1.2 別紙 1）

添付 2.4.1.1-1

分類

膨れ・破裂は，燃料被覆管温度と円周方向応力に基づいて評価され，燃料被覆管温度は上述のように高めに評価され，円周方向応力は燃焼期間中の変化を考慮して燃料棒内圧を大きく設定
し保守的に評価している。したがって，ベスト
フィット曲線を用いる場合も破裂の判定はおおむね 保守 的 とな る。

燃料棒表面熱伝
達モ デル

ジルコニウム－
水反 応モ デ ル

膨れ・破 裂評 価 モ
デル

燃料 被覆 管 酸化燃料 被覆 管 変形

解析コ ード は ，酸 化 量及 び 酸化 反 応 に伴 う発 熱 量の 評 価に つ いて
保守的 な結 果 を与 え るた め ，燃 料 被 覆管 温度 を 高め に 評価 す る可
能性が ある 。 よっ て ，実 際 の燃 料 被 覆管 温度 は 低く な るが ， 事象
初期の 原子 炉 注水 は 原子 炉 隔離 時 冷 却系 の自 動 起動 に より 確 保され，燃 料被 覆 管温 度 を操 作 開始 の 起 点と する 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 。
有効性 評価 解 析で は 炉心 の 冷却 は 維 持さ れ， 燃 料被 覆 管最 高 温度
は初期 値を 上 回る こ とが な いこ と か ら， 燃料 被 覆管 の 破裂 判 定の不確かさ が 運転 員等 操作 に 与え る影 響 は ない 。

有 効 性 評 価 解 析 で は 炉 心 の 冷 却 は 維持 さ れ ， 燃 料 被 覆 管 最 高 温 度
は 初 期 値 を 上 回 る こ と が な い こ と から ， 燃 料 被 覆 管 の 破 裂 判 定 の不確 かさ が 評価 項目 とな る パラ メータ に 与え る影 響 はな い。

解 析 コ ー ド は ， 酸 化 量 及 び 酸 化 反 応に 伴 う 発 熱 量 の 評 価 に つ い て
保 守 的 な 結 果 を 与 え る た め ， 燃 料 被覆 管 温 度 を 高 く 評 価 す 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 。 ただし ，お お むね 炉心 部の 冠 水が 維持さ れ る本 事故 シ ーケ ンス では ，
この 影響 は 小さ い。

解 析 コ ー ド は ， 実 験 解 析 に お い て 熱伝 達 モ デ ル の 保 守 性 に よ り 燃
料 被 覆 管 温 度 を 高 め に 評 価 し ， 有 効性 評 価 解 析 に お い て も 燃 料 被
覆 管 温 度 を 高 め に 評 価 す 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 。 た だ し， 炉 心 部 の 冠 水 が 維 持 さ れ る
本事 故シ ー ケン スで は， こ の影 響は小 さ い。

解析コー ド は，実験 結果 の 燃料 被覆 管温 度に 比べ て 最大 50℃ 程度
高めに 評価 す るこ と から ， 解析 結 果 は燃 料棒 表 面の 熱 伝達 係 数を小さく 評価 す る可 能 性が あ る。 よ っ て， 実際 の 燃料 棒 表面 で の熱伝達は 大き く なる こ とで ， 燃料 被 覆 管温 度は 低 くな る が， 事 象初期の原子炉注水は原子炉隔離時冷却系の自動起動により確保され，燃 料被 覆 管温 度 を操 作 開始 の 起 点と する 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 。

燃料棒表面熱伝達，沸騰 遷移 ，気液熱 非平 衡「 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 。

入力 値に 含 まれ る。
最確条件を包絡できる条件を設定することにより崩 壊熱 を 大き くす るよ う 考慮 して い る 。
TBL， ROSA-Ⅲ の 実 験 解 析 に お い て ， 熱 伝 達 係 数を低めに評価する可能性があり，他の解析モデ
ルの不確かさと相まってコード全体として，ス
プレイ冷却のない実験結果の燃料被覆管温度に比べ て最 大 50℃ 程 度高 めに 評 価す る。 ま た， 低
圧代替注水系による注水での燃料棒冷却過程における蒸気単相冷却又は噴霧流冷却の不確かさ
は＋20℃ ～ ＋40℃程 度で あ る。
酸化量及び酸化反応に伴う発熱量をより大きく
見積 も る Baker-Just 式 によ る 計算 モデ ル を採 用
して おり ， 保守 的な 結果 を 与え る。

評価 項目 と なる パラ メータ に与 える 影 響

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

不確 かさ

崩壊 熱モ デ ル

解析 モデ ル

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（ＳＡＦＥＲ）（1／2）

崩壊 熱

重要 現象

第 1-1 表

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（崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合））

添付資料 2.4.1.2

炉心

添付 2.4.1.2-1

分類

炉心

原子 炉圧 力容器

添付 2.4.1.2-2

原子 炉注 水 系モ
デル

ECCS 注 水 （給 水系・代 替注 水 系含む。 ）二相 流体 の 流動
モデ ル

沸騰・凝 縮・ボイ
ド率 変化 ，気 液分離（ 水位 変 化） ・対向 流

臨界 流モ デ ル

二相 流体 の 流動
モデ ル

沸騰・ボイ ド 率変化，気 液 分離（水位変 化）・対向 流，
三次 元効 果冷却 材放 出（ 臨界流・ 差圧 流 ）解析 モデ ル

入力 値に 含 まれ る。
各系統の設計条件に基づく原子炉圧力と注水流量の関係を使用しており，実機設備仕様に対して注水流量を少なめに与え，燃料被覆管温度を高め に評 価 する 。

運転操 作は シュ ラ ウド 外 水位 （原 子 炉水 位計 ） に基 づく 操 作で あること から ，運 転 員等 操 作時 間に 与 える 影響 は 原子 炉圧 力 容器 の分類にて 示 す。

TBL， ROSA-Ⅲ，FIST-ABWR の 実験 解析 にお いて ，
二相水位変化は，解析結果に重畳する水位振動
成分を除いて，実験結果とおおむね同等の結果が得られている。低圧代替注水系の注水による燃料棒冷却（蒸気単相冷却又は噴霧流冷却）の不確 かさ は ＋20℃～ ＋40℃ 程度 であ る 。
また ，原子 炉圧 力 の評 価に お いて ，ROSA-Ⅲで は，
2MPa よ り低 い圧 力で 系 統的 に圧 力 低下 を 早め に予測する傾向を呈しており，解析上，低圧注水
系の起動タイミングを早める可能性が示される。しかし，実験で圧力低下が遅れた理由は，
水面上に露出した上部支持格子等の構造材の温度が燃料被覆管からの輻射や過熱蒸気により上昇し ，LPCS スプ レイ の 液滴 で冷 却 され た 際に 蒸気が発生したためであり，低圧代替注水系を注水手段として用いる本事故シーケンスでは考慮する必要のない不確かさである。このため，燃料被覆管温度に大きな影響を及ぼす低圧代替注
水系の注水タイミングに特段の差異を生じる可能性 はな い と考 えら れる 。
下部プレナムの二相水位を除き，ダウンカマの二相水位（シュラウド外水位）に関する不確かさを取り扱う。シュラウド外水位については，
燃料被覆管温度及び運転員操作のどちらに対しても二相水位及びこれを決定する二相流動モデ
ルの妥当性の有無は重要でなく，質量及び水頭のバランスだけて定まるコラプスト水位が取り扱えれば十分である。このため，特段の不確かさを 考慮 す る必 要は ない 。
TBL， ROSA-Ⅲ，FIST-ABWR の 実験 解析 にお いて ，
圧力変化は実験結果とおおむね同等の解析結果が得られており，臨界流モデルに関して特段の不確 かさ を 考慮 する 必要 は ない 。
解析コ ード は， 原 子炉 圧 力変 化を 適 切に 評価 す るこ とか ら ，運 転員等操作 時 間に 与え る影 響 は小 さい 。
破断口 及び 逃が し 安全 弁 から の流 出 は， 圧力 容 器ノ ズル 又 はノ ズ
ルに接 続す る配 管 を通 過 し， 平衡 均 質流 に達 す るの に十 分 な長 さである こと から ， 管入 口 付近 の非 平 衡の 影響 は 無視 でき る と考 えられ，平 衡 均質 臨界 流モ デ ルを 適用 可 能 であ 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 。

解析コ ード は， ダ ウン カ マ部 の二 相 水位 変化 を 適切 に評 価 する ことから， 運 転員 等操 作時 間 に与 える 影 響 は小 さい 。

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

不確 かさ

解析 コー ド は ，原 子炉 圧 力変 化を 適切 に 評価 する 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 。
破断 口及 び 逃が し安 全弁 か らの 流出は ，圧力 容器 ノ ズル 又は ノズ
ルに 接続 す る配 管を 通過 し ，平 衡均質 流 に達 する の に十 分な 長さであ るこ と から ，管 入口 付 近の 非平衡 の 影響 は無 視 でき ると 考えられ ，平 衡 均質 臨界 流モ デ ルを 適用可 能 であ 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 コー ド は，ダウ ンカ マ 部の 二相水 位 変化 を適 切 に評 価す 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。

解析 コー ド は ，燃 料被 覆 管温 度に 対し て ，解析 結果 に 重畳 する 水位 振 動 に 伴 う 燃 料 棒 冷 却 の 不 確 か さ の 影 響 を 考 慮 す る と 20℃ ～40℃ 程度 低 めに 評価 する 可 能性 がある が ，有 効性 評価 解 析で は原
子炉 水位 が 燃料 有効 長頂 部 を下 回るこ と がな く，炉心 露 出後 の再冠水過程で現れる解析結果に重畳する水位振動成分を考慮する必要がないため，評価項目となるパラメータ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

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（ＳＡＦＥＲ）（2／2）

重要 現象

第 1-2 表

原子 炉
圧力容器

安全 系モ デ ル（ 格納容 器ス プ レイ ）安全 系モ デ ル（ 非常用 炉心 冷 却系 ）サプ レッ シ ョン ・プー ル冷 却

格納 容器 モ デル
（格 納容 器 の熱
水力 モデ ル ）安全 系モ デ ル（ 非常用 炉心 冷 却系 ）炉心 モデ ル（ 原 子
炉出 力及 び 崩壊熱）

解析 モデ ルスプ レイ 冷 却

気液 界面 の
熱伝 達

格納 容器 各 領域
間の 流動
構造 材と の熱伝 達及 び内部 熱伝 導ECCS 注 水（給 水系・代 替 注
水設 備含 む ）重要 現象

HDR 実 験解 析で は ，格納 容器 圧 力及 び雰 囲 気温 度について，温度成層化を含めて傾向をよく再現できることを確認した。格納容器雰囲気温度を
十数 ℃程 度 高め に， 格納 容 器圧 力を 1 割 程度 高
めに評価する傾向が確認されたが，実験体系に起因するものと考えられ，実機体系においては
この種の不確かさは小さくなるものと考えられる。また，非凝縮性ガス濃度の挙動について，解析結果が測定データとよく一致することを確認し た。
格納容器各領域間の流動，構造材との熱伝達及び内 部熱 伝 導の 不確 かさ に おい ては ，CSTF 実 験
解析では，格納容器雰囲気温度及び非凝縮性ガ
ス濃度の挙動について，解析結果が測定データとよ く一 致 する こと を確 認 した 。
入力 値に 含 まれ る。
スプレイの水滴温度は短時間で雰囲気温度と平衡に至ることから伝熱モデルの不確かさはな
い。
入力 値に 含 まれ る。
ポンプ流量及び除熱量は，設計値に基づき与えられており，解析モデルの不確かさの影響はない。

入力 値に 含 まれ る。
保守的な崩壊熱を入力値に用いており，解析モ
デル の不 確 かさ の影 響は な い。
入力 値に 含 まれ る。
保守的な注水特性を入力値に用いており，解析
モデ ルの 不 確か さの 影響 は ない 。

不確 かさ

解析 コー ド は，HDR 実験 解 析に おい て区画 によ って 格 納容 器雰 囲気
温度 を十 数 ℃程 度， 格納 容 器圧 力を 1 割 程度 高め に 評価 する 傾向が確 認さ れ てい るが ，BWR の格 納 容器内の 区画 とは 異 なる 等，実験体系に起因するものと考えられ，実機体系においては不確かさが小さくなるものと推定され，全体としては格納容器圧力及び雰囲
気温度の傾向を適切に再現できていることから，評価項目となる
パラ メー タ に与 える 影響 は 小さ い。
また，格納容器各領域間の流動，構造材との熱伝達及び内部熱伝導の 不確 か さに おい ては ，CSTF 実 験解析 によ り格 納 容器 雰囲 気温度及び非凝縮性ガスの挙動は測定データと良く一致することを確認しているため，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。

「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 。

「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 。

「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 。

評価 項目 と なる パラ メータ に与 える 影 響

解析コ ード は， HDR 実 験 解析 にお い て区 画に よ って 格納 容 器雰 囲
気温度を 十 数℃ 程度 ，格 納 容器 圧力 を 1 割程 度高 め に評 価す る傾
向が確 認さ れて い るが ，BWR の格 納 容器 内の 区 画と は異 な る等 ，
実験体 系に 起因 す るも の と考 えら れ ，実 機体 系 にお いて は 不確 かさが小 さく なる も のと 推 定さ れ， 全 体と して は 格納 容器 圧 力及 び
雰囲気 温度 の傾 向 を適 切 に再 現で き てい るこ と から ，格 納 容器 圧
力及び 雰囲 気温 度 を操 作 開始 の起 点 とし てい る 残留 熱除 去 系に よる格納容 器 除熱 に係 る運 転 員等 操作 時 間 に与 える 影 響は 小さ い。
また， 格納 容器 各 領域 間 の流 動， 構 造材 との 熱 伝達 及び 内 部熱 伝
導の不確 か さに おい ては ，CSTF 実 験解 析 にお いて 格 納容 器雰 囲気
温度及 び非 凝縮 性 ガス の 挙動 は測 定 デー タと 良 く一 致す る こと を確認し てお り， そ の差 異 は小 さい こ とか ら， 格 納容 器圧 力 及び 雰
囲気温 度を 操作 開 始の 起 点と して い る残 留熱 除 去系 によ る 格納 容器除熱に 係 る運 転員 等操 作 時間 に与 え る 影響 は小 さ い。

「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 。

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

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（ＭＡＡＰ）

崩壊 熱

分類

第 1-2 表炉心

格納 容器

添付 2.4.1.2-3

初期条件

添付 2.4.1.2-4

燃料 棒最 大線出 力密 度44.0kW／ m

装荷 炉心 ご と９×９ 燃 料
(Ａ型 )

炉心 流量

約 33 kW／ m～
約 41kW／m（実 績値 ）

定格流量の約 86％～約 104％（実績値）

48,300t／h（定 格流 量 （100％ 流量） ）原子 炉水 位料

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 ）

通常 運転 水 位
（セ パレ ー タス カー
ト下 端か ら ＋126cm）

燃

約 6.91MPa[gage]～
約 6.94MPa[gage]（実 績値 ）

6.93MPa[gage]

約 3,279MW～
約 3,293MW（実 績値 ）

最確 条件

原子 炉圧 力(圧力 容 器ド ーム 部)

解析 条件

解析 条件 の 不確 かさ

3,293MW目

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
初期の燃料棒線出力密度が大きい
方が燃料被覆管温度に対して厳しい設 定と な る
この ため，保 安規 定の 運転上 の制 限にお ける 上 限値 を設 定

定格 流量 を 設定

通常 運転 水 位を 設定

定格 圧力 を 設定

定格 熱出 力 を設 定

条件 設定 の 考え 方

最 確 条 件 は 解 析 条 件 で設 定 し て い る 燃 料 棒 線 出 力 密 度より も 小 さ く な る 。 こ のた め ， 燃 料 被 覆 管 温 度 上 昇 が 緩和
さ れ る が ， 事 象 初 期 の原 子 炉 注 水 は 原 子 炉 隔 離 時 冷 却系の 自 動 起 動 に よ り 確 保さ れ ， 燃 料 被 覆 管 温 度 を 操 作 開始の 起 点 と す 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 最 大 線 出 力 密 度 及 び 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 及 び 評 価 項目 と な る パ ラ メ ー タ に 与 え る 影響
は ， 最 大 線 出 力 密 度 及び 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 ， ゆ ら ぎ に よ り 解 析 条 件 に 対して 変 動 を 与 え う る が ，事 象 初 期 に お い て 主 蒸 気 隔 離 弁が閉 止 し ， 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 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 ， 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 ， 解 析 条 件 で 設 定した 通 常 運 転 水 位 か ら 高圧 炉 心 ス プ レ イ 系 等 の 自 動 起 動信号 が 発 信 す る 原 子 炉 水位 異 常 低 下 （ レ ベ ル ２ ） ま で の原子 炉 水 位 の 低 下 量 は約 2m 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 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 ， 炉 心 流 量 の 運 転 範 囲 に お いて解 析 条 件 か ら 変 動 し うる が ， 事 象 初 期 に お い て 原 子 炉がス ク ラ ム す る と と も に， 再 循 環 ポ ン プ が ト リ ッ プ す るた
め ， 初 期 炉 心 流 量 が 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 (Ａ 型 )及 び ９ ×９
燃 料 (Ｂ 型 )の 混 在 炉 心 又 は それ ぞ れ 型 式 の 単 独 炉 心 となる 場 合 が あ る が ， 両 型式 の 燃 料 の 特 性 は ほ ぼ 同 等 で ある
こ と か ら ， 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。

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

最確条件は解析条件で設定している燃料棒線出力密度よりも 小さ く なる 。こ のた め ，燃料被 覆 管温 度上 昇が 緩 和される 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。た だし ，お お むね炉心 部 の冠 水が 維持 さ れる
本事 故シ ー ケン スで は， こ の影 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，事象 初 期におい て 主蒸 気隔 離弁 が 閉止
し，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 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，解 析 条件 で設 定し た 通常
運転水位から高圧炉心スプレイ系等の自動起動信号が発信す る原 子 炉水 位異 常低 下（レベル ２ ）ま での 原子 炉 水位の低 下量 は 約 2m 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 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 には ，炉心流量 の 運転 範囲 にお い て解析条 件か ら 変動 しう るが ，事象初期 に おい て原 子炉 が スク
ラム する と とも に，再循 環 ポンプが ト リ ップ する た め，初期炉 心流 量 が事 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 には ，９×９ 燃料 (Ａ 型)及 び ９×９燃
料 (Ｂ 型 )の 混 在 炉 心 又 は そ れ ぞ れ 型 式 の 単 独 炉 心 と な る
場合 があ る が，両型 式の 燃 料の特性 は ほぼ 同等 であ る ことから ，炉 心冷 却 性に 大き な 差はなく ，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最大線出力密度及び原子炉停止
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 及 び評 価項 目と な るパ ラメ ー タ に与 える 影 響は ，
最大 線出 力 密度 及び 原子 炉 停止 後の 崩 壊 熱に て説 明 する 。

評価 項目 と なる パラメー タ に与 える 影 響

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（1／5）

原子 炉熱 出 力

項

第2表

初期条件

添付 2.4.1.2-5
空間 部：
約 4,092m ３ ～ 約
4,058m ３
液相 部：
約 3,308m ３ ～ 約
3,342m ３（実 績値 ）

7.000m～ 7.070m（実 績値 ）

空間 部： 4,100m ３
液相 部： 3,300m ３

6.983m（通 常運 転 水位
-4.7cm）

32℃

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

約 15℃ ～約 32℃（実 績値 ）

5,700m ３（設 計値 ）

約 25～ 58℃
（実 績値 ）

5,700m ３57℃

ドラ イウ ェ ル
雰囲 気温 度約 25℃ ～約 58℃（実 績値 ）

約 2.2kPa[gage]～
約 4.7kPa[gage]（実 績値 ）

最確 条件

格納 容器 体 積
（ド ライ ウ ェル ）5kPa[gage]

格納 容器 圧 力

解析 条件

解析 条件 の 不確 かさ

ANSI/ANS-5.1-1979
燃焼度 33GWd／ t

目

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 ，ド ラ イ ウ ェ ル 雰 囲 気 温 度 は ， 格納
容 器 ス プ レ イ の 実 施 に伴 い 飽 和 温 度 と な る こ と か ら ，初期 温 度 の ゆ ら ぎ 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 。
解 析 条 件 は 最 確 条 件 と同 等 で あ る こ と か ら ， 事 象 進 展に
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 ， 格 納 容 器 体 積 （ ウ ェ ッ ト ウェル ） の 液 相 部 の 運 転 範囲 に お い て 解 析 条 件 よ り 高 め の水
位 と な る が ， ゆ ら ぎ の幅 は 非 常 に 小 さ い 。 例 え ば ， サプ
レッ シ ョン ・ プ ール の 水量 は 3,300m ３ で ある の に対 し ，
ゆら ぎに よ る水 量変 化は 約 42m ３ であ り，その 割合 は 初期
保 有 水 量の 1.3％ 程 度 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 には ， サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 水位の 運 転 範 囲 に お い て 解析 条 件 よ り 高 め の 水 位 と な る が，
ゆ ら ぎ の 幅 は 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 3,300m ３ であ るの に対し， ゆら ぎ （0.087m）に よ る水 量変 化 は 約 42m ３ で あ り，
そ の 割 合 は 初 期 保 有 水 量の 1.3％ 程 度 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 く ， 運 転 員等
操作 時間 に 与え る影 響は 小 さい 。
最 確 条 件 は 解 析 条 件 で設 定 し て い る 水 温 よ り も お お むね
低 く な る た め ， サ プ レッ シ ョ ン ・ プ ー ル で の 圧 力 抑 制効
果が 高ま り 格納 容器 圧力 の 上昇 は緩 和 さ れる 。この た め，
格 納 容 器 圧 力 を 操 作 開始 の 起 点 と す る 運 転 員 等 操 作 の開始は 遅く な る。

ドライウェル内ガス冷却装置の設
計温 度を 設 定

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

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

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

設計 値を 設 定

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 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 。 こ の ため ， 原 子 炉 か ら サ プ レ ッ シ ョ ン・
プ ー ル に 流 出 す る 蒸 気量 が 減 少 す る こ と で ， 原 子 炉 水位の 低 下 は 遅 く な る が ，事 象 初 期 の 原 子 炉 注 水 は 原 子 炉隔
離 時 冷 却 系 の 自 動 起 動に よ り 確 保 さ れ る こ と か ら ， 運転
員等 操作 時 間に 与え る影 響 はな い。また ，格納 容器 圧 力，
サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ール 水 位 及 び サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プール 水 温 度 の 上 昇 が 遅 くな り ， こ れ ら の パ ラ メ ー タ を 操作
開始 の起 点 とす る運 転員 等 操作 の開 始 時 間は 遅く な る。
最 確 条 件 は 解 析 条 件 で設 定 し て い る 格 納 容 器 初 期 圧 力より も 小 さ く な る 。 こ のた め ， 格 納 容 器 圧 力 が 低 め に 推移
す る こ と か ら ， 格 納 容器 圧 力 を 操 作 開 始 の 起 点 と す る運
転員 等操 作 の開 始時 間は 遅 くな る。

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

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 。こ のた 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(1 ヶ 月 )を考慮した運転期間に対応する燃焼度を設 定

条件 設定 の 考え 方

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，ドラ イ ウェル雰 囲 気 温度 は，格納 容 器
スプ レイ の 実施 に伴 い飽 和 温度 とな る こ とか ら，初期 温 度のゆ らぎ 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 。
解析 条件 は 最確 条件 と同 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
最確 条件 と した 場合 には ，格 納容 器体 積（ ウェ ット ウ ェル）の液相部の運転範囲において解析条件より高めの水位となる が，ゆら ぎの 幅 は非 常に小さ い。例え ば，サ プ レッ ション・プ ール の水 量は 3,300m３ で ある の に 対し，ゆ らぎ による 水量 変 化は 約 42m ３ で あり ，そ の 割合 は初 期保 有 水量の 1.3％程 度と 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 。
最確 条件 と した 場合 には ，サプレッ シ ョ ン・プー ル水 位 の
運転 範囲 に おい て解 析条 件 より 高め の 水 位と なる が，ゆ ら
ぎの 幅は 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 3,300m ３ であ るの に対 し ，ゆらぎ （0.087m） によ る水 量 変化 は約 42m ３ であ り， そ の割合は 初期 保 有水 量の 1.3％ 程 度と 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。
最確条件は解析条件で設定している水温よりもおおむね低く なる た め，サプ レッ シ ョン・プ ー ルで の圧 力抑 制 効果
が高 まり 格 納容 器圧 力の 上 昇は 緩和 さ れ る。この ため ，評
価項 目と な るパ ラメ ータ に 対す る余 裕 は 大き くな る 。

最確条件は解析条件で設定している格納容器初期圧力よりも 小さ く なる 。こ のた め ，格納容 器 圧力 が低 めに 推 移す
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 。

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。 この ため ， 燃料 から の 発 熱が 小さ く なり ，
原子 炉か ら サプ レッ ショ ン・プール に 流出 する 蒸気 量 が減
少す るこ と で，原子 炉水 位 の低下並 び に格 納容 器圧 力 及び
雰囲 気温 度 の上 昇が 緩和 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 が 大き くな る 。

評価 項目 と なる パラメー タ に与 える 影 響

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（2／5）

原子 炉停 止 後の
崩壊 熱

項

第2表

初期条件

事故条件

添付 2.4.1.2-6目

外部 電源 あ り

外部 電源

給水 流量 の 全喪 失起因 事象

崩壊 熱除 去 機能 喪失

約 1,010kL

燃料 の容 量安全 機能 の 喪失に対 する 仮 定

約 8,600m－－－

約 1,010kL 以上（軽 油貯 蔵 タン ク＋
可搬 型設 備 用軽 油タ
ンク ）約 8,600m ３ 以 上（西 側淡 水 貯水 設備＋代 替淡 水 貯槽 ）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 ） （設 計値 ）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

最確 条件

解析 条件

解析 条件 の 不確 かさ

運転 時の 異 常な 過渡 変化 の 中で，原子炉 水位 の 急速 な低 下に 伴 い，原 子
炉ス クラ ム，主蒸 気隔 離弁の 閉止 等が発 生す る ため，事象 発生後 の状 況
判断における余裕時間の観点で厳しい 給水 流 量の 全喪 失を 設 定取水機能の喪失による崩壊熱除去
機能 喪失 を 設定
原子 炉ス ク ラム が原 子炉 水 位低（ レベル ３）信号 にて 発 生し，再 循環 ポ
ンプ トリ ッ プは，原子 炉水位 異常 低下（ レベ ル２ ）信 号に て発信 する ため，原子炉水位の低下が大きくなり，事 象発 生 後の 状況 判断に おけ る
余裕時間の観点で厳しい外部電源あり を設 定常 設 低 圧 代 替 注 水 系 ポン プ を 用 い た 低 圧 代 替 注 水 系 （常設 ） の 起 動 準 備 操 作 並び に 緊 急 用 海 水 系 を 用 い た 残 留熱
除 去 系 に よ る 原 子 炉 注水 及 び 格 納 容 器 除 熱 の 時 間 は ，外部 電 源 が な い 場 合 も 考慮 し て 設 定 し て い る こ と か ら ，運転員 等操 作 時間 に与 える 影 響は ない 。

－

管理 値下 限 の容 量と して 事 象発 生か ら 7 日間 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。

管理 値下 限 の容 量と して 事 象発 生か ら 7 日間 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。

西側淡水貯水設備及び代替淡水貯槽の 管理 下 限値 を設 定

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

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 ，運 転員 等操 作 時間 に与 え る 影響 はな い 。

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

設計 値を 設 定

条件 設定 の 考え 方

外部 電源 が ない 場合 は，外 部電源喪 失 に伴 い原 子炉 ス クラ
ム，再循 環ポ ン プト リッ プ 等が発生 す る ため ，外 部電 源 がある場合と比較して原子炉水位の低下は緩和されることから ，評 価項 目 とな るパ ラ メータに 対 する 余裕 は大 き くな
る。

－

－

－

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。

評価 項目 と なる パラメー タ に与 える 影 響

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（3／5）

外部 水源 の 容量

ベン ト管
真空 破壊 装 置
作動 差圧

項

第2表

重大 事故 等 対策 に関連す る 機器 条件

添付 2.4.1.2-7目

原子 炉隔 離 時冷 却系

逃が し安 全 弁

（原 子炉 手 動減 圧
操作 時）
逃が し安 全 弁（自 動 減圧機 能）7 弁を 開 放す
るこ とに よ る
原子 炉減 圧
原子炉水位異常低下（レ ベル ２）信号 に て
自動 起動
・注 水流 量 ：136.7m ３ ／h
・注 水圧 力 ：1.04MPa[gage]～
7.86MPa[gage]（原 子炉 手 動減 圧
操作 時）
逃が し安 全 弁（自 動 減圧機 能）7 弁を 開 放す
るこ とに よ る
原子 炉減 圧
原子炉水位異常低下（レ ベル ２）信号 に て
自動 起動
・注 水流 量 ：136.7m ３ ／h
・注 水圧 力 ：1.04MPa[gage]～
7.86MPa[gage]（原 子炉 圧 力制 御時 ）安全 弁機 能7.79MPa[gage]～
8.31MPa[gage]385.2t／ h／ 個～
410.6t／ h／ 個
（設 計値 ）

原子 炉水 位 低
(レベ ル ３)信号（遅 れ時 間 1.05 秒 ）原子 炉水 位 異常 低下（レ ベル ２ ）信 号
で閉 止
原子 炉水 位 異常 低下（レ ベル ２ ）信 号
で全 台ト リ ップ

原子 炉水 位 低
(レベ ル ３)信号（遅 れ時 間 1.05 秒 ）原子 炉水 位 異常 低下（レ ベル ２ ）信 号
で閉 止
原子 炉水 位 異常 低下（レ ベル ２ ）信 号
で全 台ト リ ップ

（原 子炉 圧 力制 御時 ）安全 弁機 能7.79MPa[gage]～
8.31MPa[gage]385.2t／ h／ 個～
410.6t／ h／ 個

最確 条件

解析 条件

解析 条件 の 不確 かさ

設計 値を 設 定
原子 炉隔 離 時冷 却系 は，タ ービ ン回転数制御により原子炉圧力に依らず一定の流量にて注水する設計となっ てい る

解析条件は最確条件と同等であることから，事象進展に影響 はな く ，運 転員 等操 作 時間 に与 え る 影響 はな い 。

設計 値を 設 定
なお ，安 全弁 機 能は 逃がし 弁機 能に比べて原子炉圧力が高めに維持され，原子 炉減 圧 操作 時に原 子炉 圧力が所定の圧力に到達するまでの時
間が 遅く な るた め，事象発 生初 期において高圧注水機能が喪失し低圧
注水機能を用いて原子炉注水を実施す る事 故 シー ケン スに お いて は，
評価項目に対して厳しい条件となる
逃がし安全弁の設計値に基づく原
子炉圧力と蒸気流量の関係から設定

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 。

解析条件は最確条件と同等であることから，事象進展に影響 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，事象進展に影響 はな く ，運 転員 等操 作 時間 に与 え る 影響 はな い 。

設計 値を 設 定

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，事象進展に影響 はな く ，運 転員 等操 作 時間 に与 え る 影響 はな い 。

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

設計 値を 設 定

条件 設定 の 考え 方

解析 条件 と 最確 条件 は同 様 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。

解析 条件 は 最確 条件 と同 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

解析 条件 と 最確 条件 は同 様 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。
解析 条件 と 最確 条件 は同 様 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。
解析 条件 と 最確 条件 は同 様 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。
解析 条件 は 最確 条件 と同 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。
なお ，本 事故 シー ケ ンス にお いては ，高 圧 注水 機能 で ある
原子 炉隔 離 時冷 却系 が自 動 起動 する こ と から，逃が し 弁機能に期待した場合でも評価項目となるパラメータに与える影 響は な い。

評価 項目 と なる パラメー タ に与 える 影 響

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（4／5）

ＡＴ ＷＳ 緩 和設 備（ 代替原 子炉 再 循環 ポン
プト リッ プ 機能 ）主蒸 気隔 離 弁

原子 炉ス ク ラム

項第2表

重大 事故 等対策 に関連す る 機器 条件

添付 2.4.1.2-8目

緊急 用海 水 系

（原 子炉 注 水単 独時 ）（2 台 ）
・注 水流 量 ：0m ３ ／h～378m ３ ／ h
以上
・注 水圧 力 ：0MPa[dif]～
2.38MPa[dif]・注 水流 量 ：0m ３ ／ h ～ 1,676m ３ ／ h
以上
・注 水圧 力 ：0MPa[dif]～
1.55MPa[dif]スプ レイ 流 量：
1.9×10 ３ t／ h
（95％： ド ライ ウェ
ル，5％ ：サ プレ ッ シ
ョン ・チ ェ ンバ ）約 24MW 以上（サ プレ ッ ショ ン・プ
ール 水温 度 100℃ ，海水温度 32℃以 下に おいて ）（原 子炉 注 水単 独時 ）（2 台 ）
・注 水流 量 ：0m ３ ／h～378m ３ ／ h

約 24MW（サ プレ ッ ショ ン・プ
ール 水温 度 100℃ ，海水温度 32℃に おい て ）・注 水圧 力 ：0MPa[dif]～
1.55MPa[dif]スプ レイ 流 量：
1.9×10 ３ t／ h
（95％： ド ライ ウェ
ル，5％ ：サ プレ ッ シ
ョン ・チ ェ ンバ ）・注 水圧 力 ：0MPa[dif]～
2.38MPa[dif]・注 水流 量 ：0m ３ ／h～1.676m ３ ／h

最確 条件

解析 条件

解析 条件 の 不確 かさ

最確条件とした場合，おおむね注水開始後の原子炉水位の回復が早くなり，注水開始後の原子炉水位の維持操作の開始が早くなるが，注水後の調整操作であり，運転員
等操 作時 間 に与 える 影響 は ない 。

解析条件は最確条件と同等であることから，事象進展に影響 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，海水温度がおおむね低めとなり除熱性能が向上するため，格納容器圧力及びサプレッ
ション・プール水温度の上昇が遅くなるが，残留熱除去
系（格納容器スプレイ冷却系）による格納容器除熱後にこれらのパラメータを操作開始の起点とする運転員等操
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。

設計 値を 設 定

熱交 換器 の 設計 性能 に基 づ き，残留熱除去系の除熱性能を厳しくする観点 で，過去 の 実績 を包含 する 高めの海 水温 度 を設 定

最確条件とした場合には，注水開始後の原子炉水位の回
復がおおむね早くなり，原子炉水位の維持操作の開始が早くなるが，原子炉減圧から水位回復までの原子炉水位を継続監視している期間の流量調整操作であるため，運転員 等操 作 時間 に与 える 影 響は ない 。

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

炉心冷却の観点で厳しい設定として，設計 基準 事 故の 解析で 用い る最小流 量特 性 を設 定

炉心冷却性の観点で厳しい設定として ，設 備設 計 上の 最低要 求値 である最 小流 量 特性 を設 定

条件 設定 の 考え 方

最確 条件 と した 場合 には ，海 水温 度 がお お むね 低め と なり
除熱 性能 が 向上 する ため ，格 納容 器 圧力 及 び雰 囲気 温 度の上昇 が緩 和 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 が大 きく なる 。

解析 条件 は 最確 条件 と同 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

最確 条件 と した 場合，お おむ ね注 水 開始 後 の原 子炉 水 位の回復 が早 く なり，評価 項 目と なる パ ラメ ー タに 対す る 余裕
は大 きく な る

最確 条件 と した 場合 には ，注 水開 始 後の 原 子炉 水位 の 回復
が早 くな り，炉心 の 再冠 水が 早まる 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。

評価 項目 と なる パラメー タ に与 える 影 響

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（5／5）

残留 熱除 去 系（格 納 容
器ス プレ イ 冷却 系）

残留 熱除 去 系
（低 圧注 水 系）

低圧 代替 注 水系
（常 設）

項

第2表

操作条件

添付 2.4.1.2-9

目

逃がし安全
弁（ 自動 減 圧
機能 ）の 手 動
による原子
炉減圧操作
（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）

項

第3表

サ プレ ッ ショ
ン ・プ ー ル水
温 度 65 ℃ 到
達時

解析 上の
操作 開始 条 件

運転手順に基づ
きサプレッション・プー ル 熱容 量
制限を踏まえて設定

条件 設定 の考え 方

運転 員等 操 作時 間に与え る影 響

左記のとおり操作不確かさ要因により操
作開始時間に与える影響は小さいことから，実態 の 操作 開始 時
間は解析上の設定とほぼ 同等 で ある 。
本操作は，解析条件（操 作条 件 を除 く。 ）の不確かさにより操
作開始時間が遅くなる可 能性 が ある が，他の操作との重複もな
いこ とか ら ，他 の操 作に与 える 影 響は ない 。

操作 不確 か さ要 因
【認 知】
事故 時の 重 要監 視パ ラメ ー タと して サ プ レッ ション・プー ル 水温 を継 続 監視 してお り，また，逃 がし 安全 弁（ 自動 減 圧 機能）の手動 操作 に よる 原子 炉減 圧 の操作 実施 基 準（ サプ レッ シ ョン・プ ー ル水 温度 65℃ ）に 到達 す るの は事 象発 生
約 2 時間 後 であ り ，比 較的 緩 やか なパ ラ メー タ変化 であ るこ とか ら ，認知 遅れが操 作開 始 時間 に影 響を 及 ぼす 可能 性 は 非常 に小さ い。
【要 員配 置 】
中央 制御 室 での 操作 のみ で あり ，当 直運 転員 は中央 制御 室に 常駐 し てい るこ とから ，要 員 配置 が操 作開 始 時間 に与 え る 影響 はない 。
【移 動】
中央 制御 室 内で の操 作の み であ り， 移 動 が操 作開始 時間 に与 える 影 響は ない 。
【操 作所 要 時間 】
逃が し安 全 弁（ 自 動減 圧機 能 ）の手 動操 作に よる原 子炉 減圧 とし て 余裕 時間 を含めて 1 分 を設 定し てい る。中 央制 御室 の制 御盤の スイ ッチ によ る 簡易 な操 作
であ り ，操 作所 要 時間 が長 く なる 可能 性 は非 常に低 く，操 作所 要時 間 が操 作開
始時 間に 影 響を 及ぼ す可 能 性は 非常 に 小 さい 。
【他 の並 列 操作 有無 】
他の 並列 操 作は なく ，他 の 並列 操作 が 操 作開 始時間 に与 える 影響 は ない 。
【操 作の 確 実さ 】
中央 制御 室 の制 御盤 のス イ ッチ によ る 簡 易な 操作で あり，誤 操作 は起 こ りに く
いこ とか ら ，誤 操作 等が 操 作開 始時 間 に 影響 を及ぼ す可 能性 は非 常 に小 さい 。
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 に 与え る
影響 はな い 。
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 が遅く なる 場 合で も，パラメータが操作実施
基準に到達した時点で開始することで同等の 効果 が 得ら れ，事象進展に変わりがな
いこ とか ら，操 作開 始が遅くなることにより評価項目となるパラメータに与える影
響は ない 。

評価 項目 と なる
パラ メー タ に与え る影 響原子炉隔離時冷却系による注水継続が可
能な時間内に実施することで炉心損傷を回避することが可能
であ り，事 象発 生か ら
少な くと も 8 時 間程 度の操作時間余裕が確保さ れて い る。

操作 時間 余裕中央制御室における操作のため，シミュレータ（模擬操作含む。）にて訓練実績を取得。
訓練での操作時間
は約 1 分。 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 。

訓練 実績 等操作条件が要員の配置による他の操作，評価項目となるパラメータ及び操作時間余裕に与える影響（1／2）

操作条件

添付 2.4.1.2-10

格 納容 器 圧力
279kPa[gage]
到達 時

緊 急用 海 水系
を 用い た 残留
熱 除去 系 （低圧 注水 系 ）に
よ る原 子 炉注
水 並び に 残留
熱 除去 系 （格納 容器 ス プレ
イ 冷却 系 ）又は 残留 熱 除去
系 （サ プ レッ
シ ョン ・ プール 水冷 却 系）
格 納容 器 除熱
操作

項

解析 上の
操作 開始 条 件

実際には緊急用
海水系の準備が完了した時点のパラメータにより，サプ レ ッシ ョン・プー ル 冷却 運転等を開始するが，評 価上 は，操作余裕時間を確認す る観 点 で，格納容器圧力が代
替格納容器スプレイの実施基準で あ る 279kPa[gage] に 到 達 した時点で開始す
るも のと 設 定

条件 設定 の考え 方

評価 項目 と なる
パラ メー タ に与え る影 響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 に 与え る
影響 はな い 。
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 間が 遅
くな る場 合 でも ，パ ラ
メータが操作実施基準に到達した時点で開始することで同等の効 果が 得 られ ，有 効性評価解析における格納容器圧力の最大値に変わりがないことか ら，操作 開 始が 遅くなることにより評
価項目となるパラメータに与える影響はない 。

運転 員等 操 作時 間に与え る影 響
左記のとおり操作不確かさ要因により操
作開始時間に与える影響 とし て ，操 作開 始
時間は余裕時間を確認する観点で遅めの時間 を設 定 して おり ，実態の操作開始時間
は 格 納 容 器 圧 力
245kPa[gage] 到 達 時
であ るこ と から ，解 析
上の設定よりも早ま
るが ，並 列 して 実施 する場合がある原子炉
水位の調整操作とは同一の制御盤による対応が可能であることか ら，こ の他 の操 作に与 える 影 響は ない 。
本操 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
間が遅くなる可能性があ るが ，並列 して 実施する場合がある原
子炉水位の調整操作とは同一の制御盤による対応が可能であるこ とか ら ，こ の他 の操作に与える影響はない 。

操作 不確 か さ要 因
【認 知】
事故 時に は 重要 監視 パラ メ ータ であ る サ プレ ッショ ン・チ ェ ンバ 圧力 を 継続 監視しており，また，格納容器スプレイの操作実施基準（格納容器圧力
279kPa[gage]） に到 達す る のは 事象 発 生 約 13 時間後 であ り ，比 較的 緩 やか な
パラ メー タ 変化 であ るこ と から ，認 知遅 れが 操作開 始時 間に 影響 を 及ぼ す可 能
性は 非常 に 小さ い。
【要 員配 置 】
中央 制御 室 での 操作 のみ で あり ，当 直運 転員 は中央 制御 室に 常駐 し てい るこ とから ，要 員 配置 が操 作開 始 時間 に与 え る 影響 はない 。
【移 動】
中央 制御 室 内で の操 作の み であ り， 移 動 が操 作開始 時間 に与 える 影 響は ない 。
【操 作所 要 時間 】
中央 制御 室 の制 御盤 のス イ ッチ によ る 簡 易な 操作で あり，緩 やか な圧 力 上昇 に対し て操 作 所要 時間 は十 分 に短 く，操作 開始 時間に 影響 を及 ぼす 可 能性 は非 常に小 さい 。
【他 の並 列 操作 有無 】
原子 炉水 位 の調 整操 作を 並 列し て実 施 す る場 合があ るが，異 なる 当直 運 転員 による 対応 が 可能 であ るこ と から ，他 の並 列操 作が操 作開 始時 間に 与 える 影響 はない 。
【操 作の 確 実さ 】
中央 制御 室 の制 御盤 のス イ ッチ によ る 簡 易な 操作で あり，誤 操作 は起 こ りに く
いこ とか ら ，誤 操作 等が 操 作開 始時 間 に 影響 を及ぼ す可 能性 は非 常 に小 さい 。

緊急用海水系を用いた残留熱除去系による格納容器除熱及び原子 炉注 水 操作 は，事象発 生の 約 13 時間 後に実施するものであり準備時間が確保できる ため ，時間 余裕 がある 。

操作 時間 余裕中央制御室における操作のため，シミュレータ（模擬操作含む）にて訓練実績を取得。訓練では，格納容器
圧 力 279kPa[gage]
到達時に，残留熱除去系による格納
容器スプレイを実施し，操作時間は
約 6 分 。想 定し ている範囲内で意図している運転操作が実施可能である
こと を確 認 した 。

訓練 実績 等操作条件が要員の配置による他の操作，評価項目となるパラメータ及び操作時間余裕に与える影響（2／2）

目

第3表

添付資料 2.4.1.3
非常用ディーゼル発電機が起動成功した場合の影響について

1.

はじめに
事故シーケンスグループ「崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合）」
においては，起因事象発生から原子炉スクラムまでの期間の原子炉水位の低下を厳しくする条件として，外部電源ありを想定している。
外部電源がない場合は，取水機能喪失により非常用ディーゼル発電機の冷却水の冷却手段が喪失することから全交流動力電源喪失となるが，本事故シーケンスグループの有効性評価では外部電源がない場合も考慮して運転員等
操作時間を設定していることから，対応手順や運転員等操作時間に与える影響はない。しかしながら，実際には，冷却水の冷却手段を喪失した場合でも，非常用ディーゼル発電機は起動可能であり，一定時間の電源供給が行われると考えられることから，これによる影響について考察する。

2.

非常用ディーゼル発電機による給電の影響について
外部電源喪失時に取水機能が喪失した場合，冷却水の供給手段が喪失した状態で非常用ディーゼル発電機が自動起動することで，全交流動力電源喪失は回避される。その後，原子炉圧力制御に伴い原子炉圧力容器内の蒸気が流出し，保有水量が減少することで原子炉水位は低下する。原子炉水位が原子
炉水位異常低下（レベル２）設定点に到達した時点で原子炉隔離時冷却系による原子炉注水が開始され，原子炉水位が維持される。
この際，自動起動した非常用ディーゼル発電機は，冷却水の供給手段を喪失しているため，運転継続によって冷却水及び潤滑油温度が上昇し，インターロックにより停止する。非常用ディーゼル発電機が停止するまでの対応は，中央制御室のみで実施可能であり，要員の配置に与える影響はなく，また，
添付 2.4.1.3-1

その後の対応手順は，非常用ディーゼル発電機の機能喪失を最初から想定した場合と同様である。なお，非常用ディーゼル発電機が起動することによって，待機中の機器が自動起動するが，プラントに悪影響を及ぼすものではな
い。

3.

まとめ
取水機能が喪失し，冷却水の冷却手段が喪失した場合も非常用ディーゼル
発電機は自動起動するが，冷却水の冷却手段がないことにより非常用ディー
ゼル発電機がインターロックにより自動停止するまで給電が行われ，全交流
動力電源喪失に至る時間が延長されるのみであり，対応手順に影響を及ぼすことはない。

添付 2.4.1.3-2

添付資料 2.4.1.4
7 日間における水源の対応について（ 崩 壊 熱 除 去 機 能 喪 失 （ 取 水 機 能 が 喪 失 し た 場 合 ））1.

水源に関する評価①

淡水源（有効水量）・ 代 替 淡 水 貯 槽 ： 4,300m ３

2.
①

水使用パターン
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
サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 水 温 が 65℃ に 到 達 す る 事 象 発 生 約 2 時
間後，代替淡水貯槽を水源とした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）による原子炉注水を実施する。
炉心冠水後は，原子炉水位高（レベル８）設定点から原子炉水位低（レベル３）設定点の範囲で注水する。
格 納 容 器 圧 力 が 279kPa[gage]に 到 達 す る 事 象 発 生 約 13 時 間 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）による原子炉注水を停止する。

3.

時間評価
事象発生から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）による原子炉注水が開始されるまでは，原子炉隔離時冷却系により原子炉注水を実施するため，代替淡水貯槽の水量は減少しない。
事象発生約 2 時間以降は，常設低圧代替注水系ポンプを用いた低添付 2.4.1.4-1

圧代替注水系（常設）による原子炉注水を実施するため，代替淡水貯槽の水量は減少する。
格 納 容 器 圧 力 が 279kPa[gage]に 到 達 す る 事 象 発 生 約 13 時 間 ま でに残留熱除去系による原子炉注水等を実施し，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）による原子炉注水を停止するため，代替淡水貯槽の水量の減少は停止する。
こ の 間 の 代 替 淡 水 貯 槽 の 使 用 水 量 は 合 計 約 620m ３ で あ る 。

積積算算注注水水量量( m( ３m ３) )

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）による原子炉注水開始
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 停 止
4,300m３

第 1図

外部水源による積算注水量（ 崩 壊 熱 除 去 機 能 喪 失 （ 取 水 機 能 が 喪 失 し た 場 合 ））4.

水源評価結果時 間 評 価 の 結 果 か ら ，7 日 間 の 対 応 に お い て 合 計 約 620m ３ の 水 が 必

要 と な る が ， 代 替 淡 水 貯 槽 に 4,300m ３ の 水 を 保 有 す る こ と か ら 必 要
水量を確保している。このため，安定して冷却を継続することが可能である。
添付 2.4.1.4-2

添付資料 2.4.1.5
7 日間における燃料の対応について（崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合））保守的に全ての設備が，事象発生直後から 7 日間燃料を消費するものとして
評価する。
時系列
常設代替高圧電源装置 5 台起動（燃料消費率は保守的に定格出力運転時を想定）
420.0L/h(燃料消費率)×168h（運転時間）×5 台（運転台数）＝約 352.8kL

添付 2.4.1.5-1

合計

判定

7 日間の
軽油消費量
約 352.8kL

軽油貯蔵タ
ンクの容量
は 約 800kL
であり，7 日間対応可能

添付資料 2.4.1.6
常設代替交流電源設備の負荷（ 崩 壊 熱 除 去 機 能 喪 失 （ 取 水 機 能 が 喪 失 し た 場 合 ））主要負荷リスト
起動順序【 電 源 設 備：常 設 代 替 高 圧 電 源 装 置 】
負荷容量
(kW)

主要機器名称緊急用母線自動起動負荷・ 緊 急 用 直 流 125V充 電 器
・その他負荷
非常用母線２Ｃ自動起動負荷・ 直 流 125V充 電 器 Ａ
・非常用照明・ 120V Ａ Ｃ 計 装 用 電 源 ２ Ａ・その他負荷
非常用母線２Ｄ自動起動負荷・ 直 流 125V充 電 器 Ｂ
・非常用照明・ 120V Ａ Ｃ 計 装 用 電 源 ２ Ｂ・その他負荷非常用ガス再循環系排風機
非常用ガス処理系排風機
その他負荷
停止負荷
中央制御室換気系空気調和機ファン
中央制御室換気系フィルタ系ファン
その他負荷
蓄電池室排気ファン
その他負荷
常設低圧代替注水系ポンプ
常設低圧代替注水系ポンプ
緊急用海水ポンプ
その他
残留熱除去系ポンプ
その他負荷
停止負荷
常 設 低 圧 代 替 注 水 系 ポ ン プ 2台
代替燃料プール冷却系ポンプ

①

②

③

④

⑤
⑥
⑦
⑧
⑨
⑩
⑪
⑫

負荷起動時の最
大負荷容量(kW)

定常時の連続最大
負荷容量
(kW)

約 252

約 204

約 786

約 773

約 1,193

約 1,188

約 1,482

約 1,294

約 1,871

約 1,530

約 2,084

約 1,692

約 2,177
約 2,367

約 1,882
約 2,072

約 3,054

約 2,586

約 4,011

約 3,173

約 120
約 84
約 79
約 108
約 134
約 248
約 60
約 86
約 134
約 135
約 55
約8
約 95
約 － 52
約 45
約8
約 183
約8
約 154
約 190
約 190
約 510
約4
約 584
約3
約 － 380―

約 2,793約 30

約 2,902

約 2,823

負 荷 容 量 (kW)
常 設 代 替 高 圧 電 源 装 置 5台 の 最 大 容 量 6,900kW※ １

7,000

6,000

常 設 代 替 高 圧 電 源 装 置 5台 の 連 続 定 格 容 量 5,520kW※ ２5,000
最大負荷容量
約 4,011kW

⑩
4,000

3,000

常 設 代 替 高 圧 電 源 装 置 2台の 最 大 容 量 2,760kW※ １

⑨

⑪
⑫

⑧
⑦
⑥
⑤
④

2,000

③
1,000

②
①

0

▲
常設代替高圧電源装置 2 台
起動

1▲
2
常設代替高圧電源装置 3 台
追加起動※３常 設 代 替 高 圧 電 源 装 置 2台の 連 続 定 格 容 量 2,208kW※ ２
3

13

14

24

経 過 時 間 (h)常設代替高圧電源装置の負荷積算イメージ
※1
※2
※3

常 設 代 替 高 圧 電 源 装 置 定 格 出 力 運 転 時 の 容 量 （ 1,380kW×運 転 台 数 ＝ 最 大 容 量 ）常 設 代 替 高 圧 電 源 装 置 定 格 出 力 運 転 時 の 80％ の 容 量 （ 1,380kW×0.8×運 転 台 数 ＝ 連 続 定 格 容 量 ）非常用母線の負荷への給電に伴い，負荷容量が増加するため，常設代替高圧電源装置を 3 台追加起動する

添付 2.4.1.6-1

2.4.2

残留熱除去系が故障した場合

2.4.2.1(1)

事故シーケンスグループの特徴，炉心損傷防止対策

事故シーケンスグループ内の事故シーケンス
事故シーケンスグループ「崩壊熱除去機能喪失」に含まれる事故シーケ
ンスとしては，「 1.2

評価対象の整理及び評価項目の設定」に示すとおり，①「過渡事象＋ＲＨＲ失敗」，②「過渡事象＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋Ｒ
ＨＲ失敗」，③「外部電源喪失＋ＤＧ失敗（ＨＰＣＳ成功）」，④「外部電源喪失＋ＤＧ失敗＋逃がし安全弁再閉鎖失敗（ＨＰＣＳ成功）」，⑤「外部電源喪失＋直流電源喪失（ＨＰＣＳ成功）」，⑥「手動停止／サポート系喪失（手動停止）＋ＲＨＲ失敗」，⑦「手動停止／サポート系喪失（手動停止）＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋ＲＨＲ失敗」，⑧「サポート系喪失（自動停止）＋ＲＨＲ失敗」，⑨「サポート系喪失（自動停止）＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋ＲＨＲ失敗」，⑩「サポート系喪失（直流電源故障）（外部電源喪失）＋ＤＧ失敗（ＨＰＣＳ成功）」，⑪「サポート系喪失（直流電源故障）（外部電源喪失）＋ＤＧ失敗＋逃がし安全弁再閉鎖失敗（ＨＰＣＳ成功）」，⑫「中小破断ＬＯＣＡ＋ＲＨＲ失敗」及び⑬「大破断ＬＯＣＡ＋ＲＨＲ失敗」で
ある。

(2)

事故シーケンスグループの特徴及び炉心損傷防止対策の基本的考え方
事故シーケンスグループ「崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系が故障した場合）」は，運転時の異常な過渡変化又は設計基準事故の発生後，高圧注水機能等により炉心冷却には成功するが，残留熱除去系の故障により崩壊
熱除去機能が喪失することを想定する。このため，炉心の崩壊熱により発生した蒸気が逃がし安全弁を介して格納容器に流入し格納容器圧力が上昇することで，緩和措置が取られない場合には，炉心損傷より先に格納容器
2.4.2－1

破損に至る。これに伴い炉心冷却機能を喪失する場合には，原子炉水位の低下が継続し，炉心が露出することで，炉心損傷に至る。
本事故シーケンスグループのうち残留熱除去系が故障した場合について
は，残留熱除去系の故障により崩壊熱除去機能が失われたことによって最
終的に炉心損傷に至る事故シーケンスグループである。このため，重大事
故等対策の有効性評価には，残留熱除去系の有する格納容器除熱機能に対する重大事故等対処設備に期待することが考えられる。
以上により，本事故シーケンスグループのうち残留熱除去系が故障した
場合については，原子炉注水機能を用いて原子炉へ注水することにより炉心損傷の防止を図るとともに，格納容器内の冷却を行い，代替の残留熱除去機能を用いて最終的な熱の逃がし場へ熱の輸送を行うことによって除熱を行い格納容器破損の防止を図る。

(3)

炉心損傷防止対策
事故シーケンスグループ「崩壊熱除去機能喪失」のうち残留熱除去系が故障した場合において，炉心が著しい損傷に至ることなく，かつ十分な冷却を可能とするため，初期の対策として原子炉隔離時冷却系，高圧炉心ス
プレイ系，逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動操作による原子炉減圧及び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）による原子炉注水手段を整備し，安定状態に向けた対策として，逃がし安全弁（自動減圧機能）を開維持することで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）による炉心冷却を継続する。また，格納容器の健全性を維持するため，安定状態に向けた対策として，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手段及び格納容器圧力逃がし装置による格納容器減圧及び除熱手段を整備する。
2.4.2－2

対策の概略系統図を第 2.4.2－1 図に，対応手順の概要を第 2.4.2－2 図に示すとともに，対策の概要を以下に示す。また，重大事故等対策における手順と設備との関係を第 2.4.2－1 表に示す。
本事故シーケンスグループにおける重要事故シーケンスにおいて，必要な要員は災害対策要員（初動）19 名及び事象発生から 2 時間以降に期待する参集要員 5 名である。
災害対策要員（初動）の内訳は，当直発電長 1 名，当直副発電長 1 名，
運転操作対応を行う当直運転員 5 名，指揮，通報連絡を行う災害対策要員（指揮者等）4 名及び現場操作を行う重大事故等対応要員 8 名である。
参集要員の内訳は，燃料給油操作を行う重大事故等対応要員 2 名，現場手動による格納容器ベント操作を行う重大事故等対応要員 3 名である。
必要な要員と作業項目について第 2.4.2－3 図に示す。
なお，重要事故シーケンス以外の事故シーケンスについては，作業項目
を重要事故シーケンスと比較し，必要な要員数を確認した結果，災害対策要員（初動）19 名及び参集要員 5 名で対処可能である。
ａ．原子炉スクラムの確認
運転時の異常な過渡変化又は設計基準事故が発生して原子炉がスクラムしたことを確認する。
原子炉スクラムの確認に必要な計装設備は，平均出力領域計装等である。
ｂ．高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔離時冷却系の自動起動の確認
原子炉水位が原子炉水位異常低下（レベル２）設定点に到達した時点
で高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔離時冷却系が自動起動し，原子炉注水が開始され，原子炉水位が回復したことを確認する。また，主蒸気隔離弁が閉止し，逃がし安全弁（安全弁機能）により原子炉圧力が制御さ2.4.2－3

れるとともに，再循環ポンプがトリップしたことを確認する。
高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔離時冷却系の自動起動の確認に必要な計装設備は，原子炉水位（広帯域），原子炉水位（燃料域），原子炉隔離時冷却系系統流量等である。
外部電源が喪失している場合は，ディーゼル発電機が自動起動し，非常用母線が受電される。
ｃ．原子炉水位の調整操作（原子炉隔離時冷却系）
原子炉水位回復後は，原子炉水位を監視しつつ，原子炉隔離時冷却系
により原子炉水位を原子炉水位低（レベル３）設定点から原子炉水位高（レベル８）設定点の間で維持する。また，原子炉隔離時冷却系により原子炉水位の維持が可能な場合は，高圧炉心スプレイ系による原子炉注
水を停止する。
原子炉水位の調整操作（原子炉隔離時冷却系）に必要な計装設備は，原子炉水位（広帯域），原子炉水位（燃料域）等である。
ｄ．崩壊熱除去機能喪失の確認
サプレッション・プール水温度が 32℃に到達したことを確認し，残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）によるサプレッション・プ
ール冷却操作を試みるが，残留熱除去系の起動に失敗したことを確認し，崩壊熱除去機能喪失を確認する。
崩壊熱除去機能喪失の確認に必要な計装設備は，残留熱除去系ポンプ
吐出圧力等である。
ｅ．残留熱除去系の回復操作
崩壊熱除去機能喪失の確認後，残留熱除去系の機能回復操作を実施する。

2.4.2－4

ｆ．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）の起動操
作
崩壊熱除去機能喪失の確認後，低圧で注水可能な系統 ※ として，中央制御室からの遠隔操作により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）を起動する。
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）の起動操
作に必要な計装設備は，常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力である。
外部電源が喪失している場合は，中央制御室からの遠隔操作により常設代替高圧電源装置を起動し，緊急用母線を受電する。
緊急用母線の受電に必要な計装設備は，緊急用Ｍ／Ｃ電圧である。
※

本事故シーケンスでは，低圧で注水可能な系統として，自動起動した高圧
炉心スプレイ系若しくは低圧炉心スプレイ系又は残留熱除去系（低圧注水系）Ｃ系の手動起動に期待することも可能であるが，原子炉減圧時の水位回復性能を確認する観点で，注水流量の小さい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）に期待した評価としている。

ｇ．逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作
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）の起動準
備操作の完了後，サプレッション・プール水温度がサプレッション・プ
ール熱容量制限（原子炉が高圧の場合は 65℃）に到達したことを確認し，中央制御室からの遠隔操作により逃がし安全弁（自動減圧機能）の 7 弁を手動開放し，原子炉減圧を実施する。
逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作に必要な計装設備は，原子炉圧力等である。
ｈ．原子炉水位の調整操作（低圧代替注水系（常設））
逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作により，2.4.2－5

原子炉圧力が常設低圧代替注水系ポンプの吐出圧力を下回ると，原子炉注水が開始され，原子炉水位が回復することを確認する。また，原子炉
水位回復後は，原子炉水位を原子炉水位低（レベル３）設定点から原子
炉水位高（レベル８）設定点の間で維持する。
原子炉水位の調整操作（低圧代替注水系（常設））に必要な計装設備は，原子炉水位（広帯域），原子炉水位（燃料域）等である。
ｉ．代替循環冷却系の起動操作
海水系による冷却水供給が確保された時点で中央制御室からの遠隔操作により，代替循環冷却系を起動し，原子炉注水を実施する。また，格
納容器圧力が 245kPa[gage]に到達した場合は，中央制御室からの遠隔操作により，代替循環冷却系による格納容器除熱を実施する。なお，代替
循環冷却系の起動操作は解析上考慮しない。
代替循環冷却系の起動操作に必要な計装設備は，代替循環冷却系格納
容器スプレイ流量等である。
ｊ．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
崩壊熱除去機能を喪失しているため，格納容器圧力及び雰囲気温度が上昇する。格納容器圧力が 279kPa[gage]に到達した場合又はドライウェ
ル雰囲気温度が 171℃に近接した場合は，中央制御室からの遠隔操作に
よ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を実施する。また，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）による原子炉注水を継続する。
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に必要な計装設備は，ドライウェル圧力，
サプレッション・チェンバ圧力，低圧代替注水系格納容器スプレイ流量，
2.4.2－6

サプレッション・プール水位等である。
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に伴い，サプレッション・プール水位は徐々に上昇する。サプレッション・プール水位が，通常水位＋5.5m に到達した
場合，格納容器圧力逃がし装置による格納容器減圧及び除熱の準備として，中央制御室からの遠隔操作により格納容器圧力逃がし装置一次隔離
弁の開操作を実施する。さらに，サプレッション・プール水位が，通常水位＋6.5m に到達した場合，中央制御室からの遠隔操作により常設低圧
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
格納容器冷却を停止する。
ｋ．格納容器圧力逃がし装置による格納容器減圧及び除熱操作（サプレッション・チェンバ側）
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の停止後，格納容器圧力逃がし装置による格納
容器減圧及び除熱操作に備え炉心損傷が発生していないことを確認する。
また，格納容器減圧及び除熱操作前に，原子炉満水操作として，原子炉水位を可能な限り高く維持することで，格納容器への放熱を抑制し，格
納容器圧力の上昇を緩和する。なお，原子炉満水操作は，解析上考慮しない。
格納容器圧力が 310kPa[gage]に到達した場合，中央制御室からの遠隔操作により格納容器圧力逃がし装置二次隔離弁を全開としサプレッショ
ン・チェンバ側から格納容器圧力逃がし装置による格納容器減圧及び除熱操作を実施する。
なお，格納容器圧力逃がし装置が使用できない場合には，耐圧強化ベント系による格納容器減圧及び除熱が可能である。
2.4.2－7

格納容器圧力逃がし装置による格納容器減圧及び除熱操作に必要な計装設備は，ドライウェル圧力，サプレッション・チェンバ圧力，格納容
器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ），格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）
等である。
また，サプレッション・チェンバ側からの格納容器圧力逃がし装置のベントラインが水没しないことを確認する。
サプレッション・チェンバ側からの格納容器圧力逃がし装置のベント
ラインが水没しないことを確認するために必要な計装設備は，サプレッ
ション・プール水位等である。
ｌ．可搬型代替注水中型ポンプによる水源補給操作
水源補給のための可搬型代替注水中型ポンプ準備，ホース敷設等を実施し，代替淡水貯槽の残量に応じて，可搬型代替注水中型ポンプにより西側淡水貯水設備から代替淡水貯槽へ水源補給操作を実施する。
可搬型代替注水中型ポンプによる水源補給操作に必要な計装設備は，代替淡水貯槽水位である。
ｍ．タンクローリによる燃料給油操作
タンクローリにより可搬型設備用軽油タンクから可搬型代替注水中型
ポンプに燃料給油を実施する。
ｎ．使用済燃料プールの冷却代替燃料プール冷却系等を用いて使用済燃料プールへの注水及び冷却を実施する。

以降，炉心冷却は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）による原子炉注水により継続的に実施し，格納容器減圧及び除熱は格
納容器圧力逃がし装置により継続的に実施する。
2.4.2－8

2.4.2.2(1)

炉心損傷防止対策の有効性評価

有効性評価の方法
本事故シーケンスグループを評価する上で選定した重要事故シーケンス

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，過渡事象（原子炉水位の急速な低下に伴い，原子炉スクラム，高圧注水機能の自動起動，主蒸気隔離弁の閉止等が発生するため，事象発生後の状況判断における余裕時間の観点で厳しい給水流量の全喪失を選定）を起因事象とし，逃がし安全弁により原子炉圧力が高圧状態に制御される「過渡事象（給水流量の全喪失）＋ＲＨＲ失敗」である。
本事故シーケンスグループは，ＬＯＣＡを起因事象とする事故シーケン
スも含め，高圧炉心スプレイ系等に期待できる場合には，炉心冷却に成功する。また，中長期的な格納容器の過圧・過温の観点では，崩壊熱が支配要因となることからＬＯＣＡも過渡事象も同等となり，崩壊熱除去機能喪失に対する重大事故等対策にも違いはない。このため，代表性の観点で炉心損傷頻度の高い事故シーケンスを重要事故シーケンスとしている。なお，
ＬＯＣＡ時注水機能喪失及び雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器
過圧・過温破損）にて，ＬＯＣＡに加えて崩壊熱除去機能が喪失した場合の重大事故等対策の有効性を確認している。
本重要事故シーケンスでは，炉心における崩壊熱，燃料棒表面熱伝達，沸騰遷移，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，気液熱非平衡及び三次元効果，原子炉圧力容器における冷却材放出（臨界流・差圧流），沸騰・凝縮・ボイド率変化，気液分離（水位変化）・対向流及びＥＣＣＳ注水（給水系及び代替注水設備含む）
並びに格納容器における格納容器各領域間の流動，気液界面の熱伝達，構造材との熱伝達及び内部熱伝導，スプレイ冷却及び格納容器ベントが重要
2.4.2－9

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る長期間熱水力過渡変化解析コードＳＡＦＥＲ及びシビアアクシデント総合解析コードＭＡＡＰにより，原子炉圧力，原子炉水位，燃料被覆管温度，格
納容器圧力，格納容器雰囲気温度等の過渡応答を求める。なお，本有効性評価では，ＳＡＦＥＲコードによる燃料被覆管温度の評価結果は，ベスト
フィット曲線の破裂判断基準に対して十分な余裕があることから，燃料被覆管温度が高温となる領域において，燃料棒やチャンネルボックスの幾何学的配置を考慮した詳細な輻射熱伝達計算を行うことで燃料被覆管温度を
ＳＡＦＥＲコードよりも低めに評価するＣＨＡＳＴＥコードは使用しない。
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
重要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
本重要事故シーケンスに対する主要な解析条件を第 2.4.2－2 表に示す。

また，主要な解析条件について，本重要事故シーケンス特有の解析条件を以下に示す。
ａ．事故条件(a)

起因事象
起因事象として，給水流量の全喪失が発生するものとする。

(b)

安全機能の喪失に対する仮定
残留熱除去系の故障等により，崩壊熱除去機能が喪失するものとす
る。

(c)

外部電源
外部電源はあるものとする。
2.4.2－10

外部電源がある場合，原子炉スクラムは，原子炉水位低（レベル３）
信号にて発生し，再循環ポンプトリップは，原子炉水位異常低下（レベル２）信号にて発生する。このため，原子炉水位の低下が大きくな
り，炉心の冷却の観点で厳しくなる。

ｂ．重大事故等対策に関連する機器条件(a)

原子炉スクラム
原子炉スクラムは，原子炉水位低（レベル３）信号によるものとする。

(b)

主蒸気隔離弁
主蒸気隔離弁は，原子炉水位異常低下（レベル２）信号により閉止するものとする。
(c)

ＡＴＷＳ緩和設備（代替原子炉再循環ポンプトリップ機能）
ＡＴＷＳ緩和設備（代替原子炉再循環ポンプトリップ機能）は，原

子炉水位異常低下（レベル２）信号により再循環ポンプを全台トリッ
プさせるものとする。
(d)

逃がし安全弁
逃がし安全弁（安全弁機能）にて原子炉冷却材圧力バウンダリの過度の圧力上昇を抑制するものとする。また，手動操作による原子炉減
圧には，逃がし安全弁（自動減圧機能）7 弁を使用するものとし，容量として，1 弁当たり定格主蒸気流量の約 6％を処理するものとする。

(e)

高圧炉心スプレイ系
原子炉水位異常低下（レベル２）信号により自動起動し，最小流量特性（0m ３ ／h～1,419m ３ ／h，注水圧力：0MPa[dif] ※ ～7.65MPa[dif]）の流量で原子炉へ注水するものとする。また，原子炉水位が原子炉水2.4.2－11

位高（レベル８）設定点まで回復し，原子炉隔離時冷却系のみにより
原子炉水位の維持が可能な場合は，注水を停止する。
※(f)MPa[dif]…原子炉圧力容器と水源との差圧（以下同様）

原子炉隔離時冷却系
原子炉水位異常低下（レベル２）信号により自動起動し，136.7m ３／h（原子炉圧力 1.04MPa[gage]～7.86MPa[gage]において）の流量で原子炉へ注水するものとする。また，原子炉水位が原子炉水位高（レベル８）設定点まで回復した以降は，原子炉水位を原子炉水位低（レベル３）設定点から原子炉水位高（レベル８）設定点の範囲に維持し，原子炉減圧時の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）による原子炉水位回復性能を確認する観点で，原子炉減圧操作と同時に注水を停止する。

(g)

低圧代替注水系（常設）
常設低圧代替注水系ポンプ 2 台を使用するものとし，注水流量は，原子炉注水のみを実施する場合，機器設計上の最小要求値である最小流量特性（注水流量：0m ３ ／h～378m ３ ／ h， 注 水圧 力 ：0MPa[dif]～
2.38MPa[dif]）とし，原子炉注水と格納容器スプレイを同時に実施する場合，230m ３ ／h（一定）を用いるものとする。また，原子炉水位が
原子炉水位高（レベル８）設定点まで回復した以降は，原子炉水位を
原子炉水位低（レベル３）設定点から原子炉水位高（レベル８）設定点の範囲に維持する。

(h)

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）
常設低圧代替注水系ポンプ 2 台を使用するものとし，スプレイ流量
は，運転手順における調整範囲（102m ３ ／h～130m ３ ／h）の上限である
130m ３ ／ h （ 一 定 ） を 用 い る も の と す る 。 ま た ， 格 納 容 器 圧 力 が2.4.2－12

217kPa[gage]に到達した場合に停止し，279kPa[gage]に到達した場合に再開する。
(i)

格納容器圧力逃がし装置
格納容器圧力逃がし装置二次隔離弁を全開とし，格納容器圧力が310kPa[gage]において 13.4kg／s の排気流量にて格納容器減圧及び除熱操作を実施するものとする。
なお，耐圧強化ベント系を使用する場合には，格納容器圧力逃がし装置を使用する場合と比較して実際の排気流量が大きくなり，格納容
器圧力の低下傾向が大きくなることから，格納容器圧力逃がし装置を用いた場合の条件に包含される。

ｃ．重大事故等対策に関連する操作条件
運転員等操作に関する条件として，「1.3.5

運転員等の操作時間に対する仮定」に示す分類に従って以下のとおり設定する。
(a)

逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作（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）は，運転手順に基づきサプレッション・プール水温度が 65℃に到達した場合に実施する。

(b)

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は，格納容器圧力が 279kPa[gage]に到達した場合に実施する。なお，格納容器スプレイは，サプレッ
ション・プール水位が通常水位＋6.5m に到達した場合に停止する。

(c)

格納容器圧力逃がし装置による格納容器減圧及び除熱操作は，格納容器圧力が 310kPa[gage]に到達した場合に実施する。

2.4.2－13

(3)有効性評価の結果
本重要事故シーケンスにおける原子炉圧力，原子炉水位（シュラウド内外水位） ※ ，注水流量，逃がし安全弁からの蒸気流量及び原子炉圧力容器
内保有水量の推移を第 2.4.2－4 図から第 2.4.2－8 図に，燃料被覆管温度，
燃料被覆管最高温度発生位置における熱伝達係数，燃料被覆管最高温度発
生位置におけるボイド率，高出力燃料集合体のボイド率，炉心下部プレナ
ム部のボイド率の推移及び燃料被覆管破裂が発生した時点の燃料被覆管温度と燃料被覆管の円周方向の応力の関係を第 2.4.2－9 図から第 2.4.2－14
図に，格納容器圧力，格納容器雰囲気温度，サプレッション・プール水位及びサプレッション・プール水温度の推移を第 2.4.2－15 図から第 2.4.2－18 図に示す。
※

炉心冷却の観点ではシュラウド内水位に着目し，運転員操作の観点ではシュ
ラウド外水位に着目するためシュラウド内外水位を合わせて示している。なお，シュラウド内は炉心部で発生するボイドを含む水位であることから，原子炉水位が低下する過程ではシュラウド外水位と比較して高めの水位を示す。

ａ．事象進展給水流量の全喪失が発生することで原子炉水位は低下し，原子炉水位
低（レベル３）信号により原子炉がスクラムする。原子炉水位が原子炉
水位異常低下（レベル２）設定点まで低下すると，主蒸気隔離弁の閉止及び再循環ポンプトリップが発生するとともに，原子炉隔離時冷却系及
び高圧炉心スプレイ系が自動起動することで原子炉水位が維持される。
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）を起動し，事象発生の約 2 時間後にサプレッション・プール水温度がサ
プレッション・プール熱容量制限である 65℃に到達した時点で，逃がし安全弁（自動減圧機能）7 弁の手動操作による原子炉減圧を実施する。
2.4.2－14

逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動開放による蒸気流出によって原子炉水位が低下するが，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）による原子炉注水が開始されることで原子炉水位は回復し，炉心の冠水は維持される。なお，原子炉隔離時冷却系は，原子炉減圧と同時に停止する想定とする。
高出力燃料集合体及び炉心下部プレナムのボイド率については，原子炉水位及び原子炉圧力の変化に伴い増減する。
また，崩壊熱除去機能が喪失しているため，原子炉圧力容器内で発生した蒸気が逃がし安全弁を介して格納容器内に放出されることで，格納容器圧力及び雰囲気温度は上昇する。このため，事象発生の約 13 時間後に格納容器圧力が 279kPa［gage］に到達した時点で，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）の格納容器冷却を実施することにより，格納容器圧力及び雰囲気温度の上昇は抑制される。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を実施することでサプレッション・プール水位は徐々に上昇し，事象発生の約 27 時間後にサプレッション・プール水位
が通常水位＋6.5m に到達した時点でサプレッション・チェンバ側のベントラインの機能維持のために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を停止する。これにより格納容器圧力及び雰囲気温度は再び上昇傾向に転じ，事象発生の約
28 時間後に格納容器圧力が 310kPa[gage]に到達した時点で格納容器圧
力逃がし装置による格納容器減圧及び除熱操作を実施することにより，格納容器圧力及び雰囲気温度は安定又は低下傾向となる。なお，格納容器減圧及び除熱実施時のサプレッション・プール水位は，ベント管真空破壊装置及びサプレッション・チェンバ側のベントライン設置高さと比
2.4.2－15

較して十分に低く推移するため，これらの設備の機能は維持される。

ｂ．評価項目等
燃料被覆管温度は，第 2.4.2－9 図に示すとおり，炉心冷却が維持され，初期値（約 309℃）以下にとどまることから，評価項目である 1,200℃を下回る。また，燃料被覆管の酸化量は，酸化反応が著しくなる前の燃料被覆管厚さの 1％以下であり，評価項目である 15％を下回る。
原子炉圧力は，第 2.4.2－4 図に示すとおり，逃がし安全弁（安全弁機能）の作動により，約 7.79MPa[gage]以下に維持される。このため，原
子炉冷却材圧力バウンダリにかかる圧力は，原子炉圧力と原子炉圧力容
器底部圧力との差（0.3MPa 程度）を考慮しても，約 8.09MPa[gage]以下であり，評価項目である最高使用圧力の 1.2 倍（10.34MPa[gage]）を下回る。
格納容器圧力は，第 2.4.2－15 図に示すとおり，崩壊熱除去機能が喪失しているため，原子炉圧力容器内で発生した蒸気が格納容器内に放出されることによって，事象発生後に上昇傾向が継続するが，格納容器圧
力逃がし装置による格納容器減圧及び除熱により低下傾向となる。事象発生の約 28 時間後に最高値の約 0.31MPa[gage]となるが，格納容器バウ
ンダリにかかる圧力は，評価項目である最高使用圧力の 2 倍（0.62MPa[gage]）を下回る。格納容器雰囲気温度は，第 2.4.2－16 図に示すとおり，事象発生の約 28 時間後に最高値の約 143℃となり，以降は低下傾向となっていることから，格納容器バウンダリにかかる温度は，評価項目である 200℃を下回る。
第 2.4.2－5 図に示すように，原子炉隔離時冷却系，高圧炉心スプレイ
系及び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2.4.2－16

る原子炉注水を継続することで，炉心の冠水状態が維持され，炉心冷却が維持される。また，第 2.4.2－15 図及び第 2.4.2－16 図に示すように，格納容器圧力逃がし装置による格納容器減圧及び除熱を継続することで，高温停止での安定状態が確立する。
格納容器圧力逃がし装置及び耐圧強化ベント系による格納容器減圧及び除熱実施時の敷地境界での実効線量は，ベントタイミングに有意な差はないが，原子炉冷却材圧力バウンダリの破断箇所からドライウェルに放出された核分裂生成物がドライウェルベントによりサプレッション・
プールでのスクラビング効果による除染を見込まずに環境へ放出される評価としているため，敷地境界外の実効線量が厳しくなる「2.6ＬＯＣ

Ａ時注水機能喪失」の評価結果である約 1.6×10－１ mSv（格納容器圧力逃がし装置使用時）及び約 6.2×10 －１ mSv（耐圧強化ベント系使用時）以下となり，5mSv を下回ることから，周辺の公衆に対して著しい放射線被ば
くのリスクを与えることはない。
（添付資料 2.4.2.1）
安定状態が確立した以降は，残留熱除去系を復旧した後，残留熱除去
系（原子炉停止時冷却系）により冷温停止状態とする。
以上により，本評価では，「1.2.1.2

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)の評価項目及び周辺の公衆に対して著しい放射線被ばくのリスクを与えないことについて，対策の有効性を確認した。

2.4.2.3

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価

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は，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
2.4.2－17

間余裕を評価する。
本重要事故シーケンスでは，原子炉隔離時冷却系等により炉心冷却には成功するが，残留熱除去系の故障により崩壊熱除去機能が喪失することで格納
容器圧力及び雰囲気温度が上昇するため，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を実施すること
及び格納容器圧力逃がし装置による格納容器減圧及び除熱を実施することが特徴である。よって，不確かさの影響を確認する運転員等操作は，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，逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作（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）並びに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格納容器圧力逃がし装置による格納容器減圧及び除熱操作とする。
(1)

解析コードにおける重要現象の不確かさの影響評価
本重要事故シーケンスにおいて不確かさの影響評価を実施する重要事象
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の結果を以下に示す。
ａ．運転員等操作時間に与える影響
炉心における燃料棒表面熱伝達，沸騰遷移及び気液熱非平衡の不確かさとして，解析コードは実験結果の燃料被覆管温度に比べて最大 50℃程
度高めに評価することから，解析結果は燃料棒表面の熱伝達係数を小さく評価する可能性がある。よって，実際の燃料棒表面での熱伝達は大きくなることで，燃料被覆管温度は低くなるが，事象初期の原子炉注水は原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系の自動起動により確保され，燃料被覆管温度を操作開始の起点とす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。
2.4.2－18

炉心における燃料被覆管酸化の不確かさとして，解析コードは酸化量及び酸化反応に伴う発熱量の評価について保守的な結果を与えるため，
燃料被覆管温度を高めに評価する可能性がある。よって，実際の燃料被覆管温度は低くなるが，事象初期の原子炉注水は原子炉隔離時冷却系及
び高圧炉心スプレイ系の自動起動により確保され，燃料被覆管温度を操
作開始の起点とす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。
格納容器における格納容器各領域間の流動，構造材との熱伝達及び内部熱伝導並びに気液界面の熱伝達の不確かさとして，格納容器モデル（格
納容器の熱水力モデル）はＨＤＲ実験解析において区画によって格納容
器雰囲気温度を十数℃程度，格納容器圧力を 1 割程度高めに評価する傾向が確認されているが，ＢＷＲの格納容器内の区画とは異なる等，実験体系に起因するものと考えられ，実機体系においては不確かさが小さくなるものと推定され，全体としては格納容器圧力及び雰囲気温度の傾向を適切に再現できていることから，格納容器圧力及び雰囲気温度を操作
開始の起点とす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並びに格納容器圧力逃がし装置
による格納容器減圧及び除熱操作に係る運転員等操作時間に与える影響は小さい。また，格納容器各領域間の流動，構造材との熱伝達及び内部
熱伝導の不確かさにおいては，ＣＳＴＦ実験解析により格納容器温度及び非凝縮性ガスの挙動は測定データと良く一致することを確認しており，その差異は小さいことから，格納容器圧力及び雰囲気温度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並びに格納容器圧力逃がし装置による格納容器減圧及び除熱操作に係る運転員等操作時間に与える影
2.4.2－19

響は小さい。
（添付資料 2.4.2.2）
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表面熱伝達，沸騰遷移及び気液熱非平衡の不確かさとして，解析コードは実験解析において熱伝達モデルの保守性により
燃料被覆管温度を高めに評価し，有効性評価解析においても燃料被覆管
温度を高めに評価することから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。ただし，炉心部の冠水が維持される本事故シーケンス
では，この影響は小さい。
炉心における燃料被覆管酸化の不確かさとして，解析コードは酸化量及び酸化反応に伴う発熱量の評価について保守的な結果を与えるため，
燃料被覆管温度を高く評価することから，実際の燃料被覆管温度は低めとなり，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。ただし，炉心部の冠水が維持される本事故シーケンスでは，この影響は小さい。
格納容器における格納容器各領域間の流動，構造材との熱伝達及び内部熱伝導並びに気液界面の熱伝達の不確かさとして，格納容器モデル（格
納容器の熱水力モデル）はＨＤＲ実験解析において区画によって格納容
器雰囲気温度を十数℃程度，格納容器圧力を 1 割程度高めに評価する傾向が確認されているが，ＢＷＲの格納容器内の区画とは異なる等，実験体系に起因するものと考えられ，実機体系においては不確かさが小さくなるものと推定され，全体としては格納容器圧力及び雰囲気温度の傾向を適切に再現できていることから，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。また，格納容器各領域間の流動，構造材との熱伝達及び内部熱伝導の不確かさにおいては，ＣＳＴＦ実験解析により格納容器雰
囲気温度及び非凝縮性ガスの挙動は測定データと良く一致することを確
2.4.2－20

認していることから，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 2.4.2.2）(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2.4.2－2 表に示すとおりであり，これらの条件設定を設計値等の最確条件とした場合の影響を評価する。解析条件の設定に当たっては，設計値を用いるか又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保守的な設定をしていることから，この中で事象進展に有意な影響を与える可能性がある項目について，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
初期条件の燃料棒最大線出力密度は，解析条件で設定した 44.0kW／
m に対して最確条件は約 33kW／m～約 41kW／m であり，最確条件とした
場合は燃料被覆管温度の上昇が緩和されるが，事象初期の原子炉注水は原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系の自動起動により確保され，燃料被覆管温度を操作開始の起点とす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。
初期条件の原子炉停止後の崩壊熱は，解析条件で設定した燃焼度
33GWd／t に対して最確条件は 33GWd／t 以下であり，最確条件とした場合は崩壊熱がおおむね小さくなるため，原子炉からサプレッション・プールに流出する蒸気量が減少することで，原子炉水位の低下は遅くなるが，事象初期の原子炉注水は原子炉隔離時冷却系及び高圧炉
心スプレイ系の自動起動により確保されることから，運転員等操作時間に与える影響はない。また，同様に格納容器圧力及び雰囲気温度並
2.4.2－21

びにサプレッション・プール水位及びサプレッション・プール水温度の上昇が遅くなり，これらのパラメータを起点とする運転員等操作の開始時間は遅くなる。
初期条件の原子炉圧力，原子炉水位，炉心流量及びドライウェル雰
囲気温度は，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与えうるが，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。
事故条件の外部電源の有無については，起因事象発生から原子炉ス
クラムまでの期間の原子炉水位の低下を厳しくする条件として，外部電源ありを想定している。外部電源がない場合でも，非常用母線は非常用ディーゼル発電機等から自動的に受電され，また，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）の起動準備操作時間は，外部電源がない場合も考慮して設定していることから，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）は，最確条件とした場合はおおむね注水開始後の原子炉水位の回復が早くなり，炉心冠水後の原子炉水位の維持操作の開始が早くなる
が，原子炉減圧から水位回復までの原子炉水位を継続監視している期間の流量調整操作であるため，運転員等操作時間に与える影響はない。
機器条件の代替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，解析条件で設定したスプレイ流量（130m ３ ／h 一定）に対して，最確条件は運転手順における流量調整の範囲（102m ３ ／h～130m３ ／h）となる。最確条件とした場合，サプレッション・プール水位の上昇が緩和されることから，
サプレッション・プール水位を操作開始の起点とする運転員等操作の開始時間は遅くなる。
2.4.2－22

（添付資料 2.4.2.2）(b)

評価項目となるパラメータに与える影響
初期条件の燃料棒最大線出力密度は，解析条件で設定した 44.0kW／
m に対して最確条件は約 33kW／m～約 41kW／m であり，最確条件とした
場合は燃料被覆管温度の上昇が緩和されることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。ただし，炉心部の冠水が維持される本事故シーケンスでは，この影響は小さい。
初期条件の原子炉停止後の崩壊熱は，解析条件で設定した燃焼度
33GWd／t に対して最確条件は 33GWd／t 以下であり，最確条件とした場合は崩壊熱がおおむね小さくなり，原子炉からサプレッション・プ
ールに流出する蒸気量が減少することで，原子炉水位の低下は緩和される。また，同様に格納容器圧力及び雰囲気温度並びにサプレッション・プール水位及びサプレッション・プール水温度の上昇は遅くなる
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，炉心流量及びドライウェル雰
囲気温度は，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与えうるが，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。
事故条件の外部電源の有無については，起因事象発生から原子炉ス
クラムまでの期間の原子炉水位の低下を厳しくする条件として，外部電源ありを想定している。外部電源がない場合は，外部電源喪失に伴い原子炉スクラム，再循環ポンプトリップ等が発生するため，外部電源がある場合と比較して原子炉水位の低下は緩和されることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
機器条件の常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常2.4.2－23

設）は，最確条件とした場合はおおむね注水開始後の原子炉水位の回復が早くなることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
機器条件の代替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，解析条件で設定したスプレイ流量（130m ３ ／h 一定）に対して，最確条件は運転手順における流量調整の範囲（102m ３ ／h～130m３ ／h）となる。最確条件とした場合でも，スプレイ流量は，格納容器圧力の上昇を抑制可能な範囲で調整し，また，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）の停止後に格納容器最高使用圧力に到達した時点で格納容器ベントを実施する運転員等操作に変わりはなく，格納容器圧力の最大値はおおむね格納容器ベント時の圧力で決定されることから，評価項目となるパラメータに与える影響はない。
（添付資料 2.4.2.2）

ｂ．操作条件
操作条件の不確かさとして，操作に係る不確かさを「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する。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
操作条件の逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作（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）は，解析上の操作開始時間としてサプレッション・プール水温度 65℃到達時を設定している。運転員等操作時間に与2.4.2－24

える影響として，不確かさ要因により操作開始時間に与える影響は小さいことから，実態の操作開始時間は解析上の設定とほぼ同等となる。
本操作は，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，操作開始時間が遅くなる可能性があるが，他の操作との重複もないことから，この他の操作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は，解析上の操作開始時間
として，格納容器圧力 279kPa[gage]到達時を設定している。運転員等
操作時間に与える影響として，不確かさ要因により操作開始時間に与える影響は小さいことから，実態の操作開始時間は解析上の設定とほぼ同等となる。本操作は，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，操作開始時間は遅くなる可能性があるが，並列して実施する場合がある原子炉水位の調整操作とは同一の制御盤による対応が可能であることから，この他の操作に与える影響はない。
操作条件の格納容器圧力逃がし装置による格納容器減圧及び除熱操
作は，解析上の操作開始時間として，格納容器圧力 310kPa[gage]到達時を設定している。運転員等操作時間に与える影響として，不確かさ
要因により操作開始時間に与える影響は小さいことから，実態の操作
開始時間は解析上の設定とほぼ同等となる。仮に中央制御室での遠隔操作に失敗した場合は，現場操作にて対応するため，75 分程度操作開始時間が遅れる可能性がある。本操作は，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，操作開始時間は遅くなる可能性があるが，並列して実施する場合がある原子炉水位の調整操作とは異なる運転員による対応が可能であることから，この他の操作に与える影響はない。なお，遠隔操作失敗時に現場操作にて対応する場合にも，
2.4.2－25

異なる要員により対応が可能であることから，この他の操作に与える影響はない。
（添付資料 2.4.2.2）(b)

評価項目となるパラメータに与える影響
操作条件の逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作（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）は，運転員等操作時間に与える影響として，実態の操作開始時間は解析上の操作開始時間よりも遅くなる可能性があるが，この場合でもパラメータが操作実施基準に到達した時点で開始することで同等の効果が得られ，事象進展に変わりがないことから，評価項目となるパラメータに与える影響はない。
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操作は，運転員等操作時間に与える影響として，実態の操作開始時間は解析上の操作開始時間よりも遅くなる可能性があるが，この場合でもパラメータが操作実施基準に到達した時点で開始することで同等の効果が得られ，有効性評価解析
における格納容器圧力の最大値に変わりがないことから，評価項目となるパラメータに与える影響はない。
操作条件の格納容器圧力逃がし装置による格納容器減圧及び除熱操
作は，運転員等操作時間に与える影響として，実態の操作開始時間は
解析上の操作開始時間よりも遅くなる可能性があるが，この場合でもパラメータが操作実施基準に到達した時点で開始することで同等の効果が得られ，有効性評価解析における格納容器圧力の最大値に変わりがないことから，評価項目となるパラメータに与える影響はない。仮に格納容器ベント時に遠隔操作に失敗した場合は，現場操作にて対応
2.4.2－26

するため，75 分程度操作開始時間が遅れる可能性がある。この場合，格納容器圧力は 0.31MPa[gage]より若干上昇し，評価項目となるパラメータに影響を及ぼすが，この場合でも 0.62MPa[gage]を十分に下回ることから，格納容器の健全性の観点からは問題とならない。
（添付資料 2.4.2.2）(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。
操作条件の逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作（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）は，原子炉隔離時冷却系による注水持続が可能な時間内に実施することで炉心損傷を回避することが可能であり，事象発生から少なく
とも 8 時間程度の時間余裕がある。なお，高圧炉心スプレイ系による原子炉注水を継続することも可能であり，この場合は更に余裕時間がある。
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操作は，事象発生の約 13 時間後に実施するものであり，準備時間が確保できることから，時間余裕がある。
操作条件の格納容器圧力逃がし装置による格納容器減圧及び除熱操作は，事象発生の約 28 時間後に実施するものであり，準備時間が確保できること
から，時間余裕がある。仮に，中央制御室からの遠隔操作に失敗し，現場操作にて格納容器圧力逃がし装置二次隔離弁の開操作を実施する場合には，格納容器ベント操作の開始が遅れることで，格納容器圧力は0.31MPa[gage]から上昇するが，格納容器スプレイを停止した時点の格納容
2.4.2－27

器圧力約 0.255MPa[gage]から 0.310MPa[gage]到達までの時間が約 1 時間であることから外挿すると，0.31MPa[gage]から 0.62MPa[gage]に到達するまでに 5 時間程度の時間余裕があり，現場操作に要する時間は 75 分程度であることから，時間余裕がある。
（添付資料 2.4.2.2）

(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。この結果，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。この他，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。

2.4.2.4(1)

必要な要員及び資源の評価

必要な要員の評価
事故シーケンスグループ「崩壊熱除去機能喪失」の残留熱除去系が故障した場合の重大事故等対策に必要な災害対策要員（初動）は，「2.4.2.1（3）
炉心損傷防止対策」に示すとおり 19 名であり，災害対策要員（初動）の39 名で対処可能である。
また，事象発生 2 時間以降に必要な参集要員は 5 名であり，発電所外から 2 時間以内に参集可能な要員の 71 名で対処可能である。

2.4.2－28

(2)必要な資材の評価
事故シーケンスグループ「崩壊熱除去機能喪失」の残留熱除去系が故障した場合において，必要な水源，燃料及び電源は「6.1(2)

資源の評価条件」の条件にて評価を行い，以下のとおりである。
ａ．水源

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
子炉注水及び代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却については，7 日間の対応を考慮すると，合計約 5,410m ３ の水が必要となる。
水源として，代替淡水貯槽に 4,300m ３ 及び西側淡水貯水設備に 4,300m
３，合計 8,600m ３ の水を保有しており，可搬型代替注水中型ポンプを用いて，西側淡水貯水設備から代替淡水貯槽への補給を行うことで，代替淡水貯槽を枯渇させることなく，7 日間の対応が可能である。
原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系による原子炉注水については，サプレッション・プールを水源とすることから，水源が枯渇することはなく，7 日間の対応が可能である。
なお，外部電源喪失を想定した場合でも同様である。
（添付資料 2.4.2.3）

ｂ．燃料

外部電源喪失を想定した場合，事象発生直後から 7 日間の非常用ディーゼル発電機，高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機及び常設代替交流
電源設備（常設代替高圧電源装置 2 台）の運転を想定すると，非常用ディーゼル発電機については約 484.0kL，高圧炉心スプレイ系ディーゼル
発電機については約 130.3kL，常設代替交流電源設備（常設代替高圧電2.4.2－29

源装置 2 台）については約 141.2kL，合計で 755.5kL の軽油が必要となる。軽油貯蔵タンクには約 800kL の軽油を保有していることから，非常用ディーゼル発電機，高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機及び常設代
替交流電源設備（常設代替高圧電源装置 2 台）による 7 日間の電源供給の継続が可能である。
可搬型代替注水中型ポンプ（1 台）による西側淡水貯水設備から代替淡水貯槽への補給について，事象発生直後から 7 日間の可搬型代替注水
中型ポンプ（1 台）の運転を想定すると，約 6.0kL の軽油が必要となる。
可搬型設備用軽油タンクには約 210kL の軽油を保有していることから，可搬型代替注水中型ポンプ（1 台）による 7 日間の西側淡水貯水設備から代替淡水貯槽への補給の継続が可能である。
（添付資料 2.4.2.4）

ｃ．電源

外部電源喪失を想定した場合，重大事故等対策時に必要な負荷のうち，非常用ディーゼル発電機等からの電源供給を考慮する負荷については，
非常用ディーゼル発電機等の容量内に収まることから，必要負荷に対しての電源供給が可能である。
常設代替交流電源設備からの電源供給を考慮する負荷については約
1,128kW であるが，常設代替交流電源設備（常設代替高圧電源装置 2 台）の連続定格容量は 2,208kW であることから，必要負荷に対しての電源供給が可能である。
（添付資料 2.4.2.5）

2.4.2.5

結論
2.4.2－30

事故シーケンスグループ「崩壊熱除去機能喪失」の残留熱除去系が故障した場合では，炉心冷却には成功するが，崩壊熱除去機能の喪失により炉心損
傷より先に格納容器が破損し，これに伴い炉心冷却機能を喪失することにより，原子炉水位が低下し炉心が露出することで炉心損傷に至ることが特徴である。事故シーケンスグループ「崩壊熱除去機能喪失」の残留熱除去系が故障した場合に対する炉心損傷防止対策としては，初期の対策として原子炉隔
離時冷却系，高圧炉心スプレイ系，逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動操作による原子炉減圧及び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）による原子炉注水手段を整備し，安定状態に向けた対策として，逃がし安全弁（自動減圧機能）を開維持することで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）による炉心冷却を継続する。また，格納容器の健全性を維持するため，安定状態に向けた対策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手段及び格納容器圧力逃がし装置による格納容器減圧及び除熱手段を整備している。
事故シーケンスグループ「崩壊熱除去機能喪失」の重要事故シーケンス「過渡事象（給水流量の全喪失）＋ＲＨＲ失敗」について有効性評価を行った。
上記の場合においても，原子炉隔離時冷却系，高圧炉心スプレイ系，逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動操作による原子炉減圧及び常設低圧代替注
水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水並びに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
納容器冷却及び格納容器圧力逃がし装置による格納容器減圧及び除熱を実施することで，炉心の著しい損傷を防止することができる。
その結果，燃料被覆管最高温度及び酸化量，原子炉冷却材圧力バウンダリにかかる圧力並びに格納容器バウンダリにかかる圧力及び温度は，評価項目
2.4.2－31

を満足している。また，安定状態を維持することができる。
なお，格納容器圧力逃がし装置等の使用による敷地境界での実効線量は，周辺公衆に対して著しい被ばくのリスクを与えることはない。
解析コード及び解析条件の不確かさの影響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，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，7 日間以上の供給が可能である。
以上のことから，事故シーケンスグループ「崩壊熱除去機能喪失」の残留熱除去系が故障した場合において，原子炉隔離時冷却系，高圧炉心スプレイ
系，逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動操作による原子炉減圧及び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）による原子炉注水並びに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格納容器圧力逃がし装置による格納容器減圧及び除熱の炉心損傷防止対策は，選定した重要事故シーケンスに対して有効である
ことが確認でき，事故シーケンスグループ「崩壊熱除去機能喪失」の残留熱除去系が故障した場合に対して有効である。

2.4.2－32

3
3
2
.
4
.
2

原子炉水位の調整操作（原子炉
隔離時冷却系）順

・原子炉がスクラムしたことを確認する。
・原子炉水位が，原子炉水位異常低下（レベル２）設定点に到達したことを確認する。
・高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔離時冷却系が自動起動し，原子炉注水が開始され，原子炉水位が回復した
ことを確認する。
・主蒸気隔離弁が閉止し，逃がし安全弁（安全弁機能）により原子炉圧力が制御されていることを確認する。
・再循環ポンプがトリップしたことを確認する。
・外部電源が喪失している場合には，
非常用ディーゼル発電機等が自動起動し，非常用母線が受電される。
・高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔離
時冷却系の起動により，原子炉水位が回復したことを確認する。
・原子炉水位回復後は，原子炉水位を
原子炉水位低（レベル３）設定点か
ら原子炉水位高（レベル８）設定点の間に維持する。
・原子炉隔離時冷却系により原子炉水位の維持が可能な場合は，高圧炉心スプレイ系による原子炉注水を停
止する。
＊

手

－

＊

原子炉水位（広帯域） ＊原子炉水位（燃料域） ＊原子炉水位（ＳＡ広帯域）
原子炉水位（ＳＡ燃料域）
原子炉隔離時冷却系系統流量

既許可の対象となっている設備を重大事故等対処設備に位置付けるもの

高圧炉心スプレイ系 ＊高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機 ＊原子炉隔離時冷却系 ＊所内常設直流電源設備
サプレッション・プール ＊軽油貯蔵タンク ＊重大事故等対処設備
常設設備
可搬型設備
計装設備
－
－
平均出力領域計装 ＊起動領域計装 ＊原子炉水位（広帯域） ＊－高圧炉心スプレイ系 ＊原子炉水位（燃料域） ＊高圧炉心スプレイ系ディ＊
原子炉水位（ＳＡ広帯域）
ーゼル発電機
原子炉隔離時冷却系 ＊原子炉水位（ＳＡ燃料域）
所内常設直流電源設備
高圧炉心スプレイ系系統流量＊
サプレッション・プール ＊＊非常用ディーゼル発電機
原子炉隔離時冷却系系統流量
原子炉圧力 ＊
軽油貯蔵タンク ＊主蒸気隔離弁 ＊原子炉圧力（ＳＡ）
ＡＴＷＳ緩和設備（代替原
子炉再循環ポンプトリッ
プ機能）
逃がし安全弁（安全弁機能） ＊崩壊熱除去機能喪失時（残留熱除去系が故障した場合）における重大事故等対策について〈1／5〉

高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔離時冷却系の自動起動の確認

原子炉スクラムの確認操作及び確認第 2.4.2－1 表

4
3
2
.
4
.
2

手

順

崩壊熱除去機能喪失の確認＊

サプレッション・プール水温度＊
原子炉圧力 ＊
原子炉圧力（ＳＡ）－：有効性評価上考慮しない操作
既許可の対象となっている設備を重大事故等対処設備に位置付けるもの

常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力
緊急用Ｍ／Ｃ電圧

－

－

－

＊

重大事故等対処設備
可搬型設備
計装設備
－
サプレッション・プール水温度＊
残留熱除去系ポンプ吐出圧力

崩壊熱除去機能喪失時（残留熱除去系が故障した場合）における重大事故等対策について（2／5）

常設設備
・サプレッション・プール水温度が 32℃に到 －達したことを確認する。
・残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）によるサプレッション・プール冷却を試みるが，残留熱除去系の起動に失敗したことを確認する。
・以上により，崩壊熱除去機能喪失を確認す
る。
残留熱除去系の回復操作
・崩壊熱除去機能喪失の確認後，残留熱除去 －系の機能回復操作を実施する。
常 設 低 圧 代 替 注 水 系 ポ ン プ を ・崩壊熱除去機能喪失の確認後，常設低圧代 常 設 低 圧 代 替 注 水用いた低圧代替注水系（常設）替 注 水 系 ポ ン プ を 用 い た 低 圧 代 替 注 水 系 系ポンプの起動操作（常設）を起動する。
代替淡水貯槽・外部電源が喪失している場合は，常設代替 常 設 代 替 高 圧 電 源
高圧電源装置を起動し，緊急用母線を受電 装置
軽油貯蔵タンク ＊する。
逃がし安全弁（自動減圧機能） ・サプレッション・プール水温度がサプレッ
逃がし安全弁（自の手動による原子炉減圧操作
ション・プール熱容量制限（原子炉が高圧
動減圧機能） ＊の場合は 65℃）に到達したことを確認する。 非 常 用 窒 素 供 給 系
・常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代 高圧窒素ボンベ ＊替注水系（常設）の起動操作の完了後，逃 所 内 常 設 直 流 電 源がし安全弁（自動減圧機能）7 弁の手動開放 設備
により，原子炉減圧を実施する。

操作及び確認第 2.4.2－1 表

5
3
2
.
4
.
2

代替循環冷却系の起動操作

順＊

緊急用海水系
代替循環冷却系ポンプ
常設代替高圧電源装置
軽油貯蔵タンク
サプレッション・
プール ＊

常設設備
常設低圧代替注水系ポンプ
代替淡水貯槽
常設代替高圧電源装置
軽油貯蔵タンク ＊－＊ドライウェル圧力 ＊サプレッション・チェンバ圧力＊

重大事故等対処設備
可搬型設備
計装設備
－
原子炉水位（広帯域） ＊原子炉水位（燃料域） ＊原子炉水位（ＳＡ広帯域）
原子炉水位（ＳＡ燃料域）
低圧代替注水系原子炉注水流量
代替淡水貯槽水位
原子炉隔離時冷却系系統流量

緊急用海水系流量（残留熱除去
系熱交換器）
代替循環冷却系流量原子炉注
水流量
代替循環冷却系格納容器スプ
レイ流量：有効性評価上考慮しない操作
既許可の対象となっている設備を重大事故等対処設備に位置付けるもの

・原子炉減圧により常設低圧代替注水ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）からの原
子炉注水が開始され，原子炉水位が回復したことを確認する。
・原子炉隔離時冷却系が停止したことを確認する。
・原子炉水位回復後は，原子炉水位を原子炉
水位低（レベル３）設定点から原子炉水位
高（レベル８）設定点の間に維持する。
・海水系による冷却水供給が確保された時点
で代替循環冷却系を起動し，原子炉注水を実施する。
・格納容器圧力が 245kPa［gage］に到達した
場合は，代替循環冷却系による格納容器ス
プレイ操作を実施する。

手

崩壊熱除去機能喪失時（残留熱除去系が故障した場合）における重大事故等対策について（3／5）

原子炉水位の調整操作（低圧代
替注水系（常設））

操作及び確認第 2.4.2－1 表

6
3
2
.
4
.
2

格納容器圧力逃がし装置による格納容器減圧及び除熱操作（サプレッション・チェンバ
側）

順

＊

格納容器圧力逃がし装置耐圧強化ベント系

常設設備
常設低圧代替注水系ポンプ
代替淡水貯槽
常設代替高圧電源装置
軽油貯蔵タンク ＊－サプレッション・プール水位 ＊格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ） ＊
格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ） ＊
フィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）＊

ドライウェル圧力 ＊サプレッション・チェンバ圧力

低圧代替注水系格納容器スプ
レイ流量
代替淡水貯槽水位
サプレッション・プール水位 ＊原子炉水位（広帯域） ＊原子炉水位（燃料域） ＊原子炉水位（ＳＡ広帯域）
原子炉水位（ＳＡ燃料域）
低圧代替注水系原子炉注水流量＊

重大事故等対処設備
可搬型設備
計装設備
－
ドライウェル圧力 ＊ドライウェル雰囲気温度 ＊サプレッション・チェンバ圧力

既許可の対象となっている設備を重大事故等対処設備に位置付けるもの

・格納容器圧力が 279kPa[gage]又はドライウ
ェル雰囲気温度がドライウェル設計温度である 171℃に近接したことを確認する。
・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を実施する。
・サプレッション・プール水位が，通常水位＋5.5m に到達した時点で，格納容器圧力逃がし装置による格納容器減圧及び除熱の準備を実施する。
・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，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を停止する。
・原子炉満水操作として，原子炉水位を可能な限り高く維持する。
・格納容器圧力が 310kPa［gage］に到達したことを確認し，サプレッション・チェンバ側から格納容器圧力逃がし装置による格納
容器減圧及び除熱操作を実施する。
・なお，格納容器圧力逃がし装置が使用できない場合には，耐圧強化ベント系による格
納容器減圧及び除熱操作が可能である。

手

崩壊熱除去機能喪失時（残留熱除去系が故障した場合）における重大事故等対策について（4／5）

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

操作及び確認第 2.4.2－1 表

7
3
2
.
4
.
2

使用済燃料プールの冷却操作

タンクローリによる燃料給油
操作

順・水源補給のための可搬型代替注水中型ポン
プの移動，ホース敷設等を実施する。
・代替淡水貯槽の残量に応じて，可搬型代替
注水中型ポンプにより西側淡水貯水設備から代替淡水貯槽に水源補給操作を実施する。
・タンクローリにより可搬型設備用軽油タン
クから可搬型代替注水中型ポンプへの燃料給油を実施する。
・代替燃料プール冷却系等を用いて使用済燃料プールへの注水及び冷却を実施する。

手－

可搬型設備用軽油
タンク

常設設備
代替淡水貯槽西側淡水貯水設備－－－：有効性評価上考慮しない操作

タンクローリ

重大事故等対処設備
可搬型設備
計装設備
可搬型代替注 代替淡水貯槽水位
水中型ポンプ

崩壊熱除去機能喪失時（残留熱除去系が故障した場合）における重大事故等対策について（5／5）

可搬型代替注水中型ポンプによる水源補給操作

操作及び確認第 2.4.2－1 表

初期条件

8
3
2
.
4
.
2

目

44.0kW／m
ANSI／ANS-5.1-1979（燃焼度 33GWd／t）
5kPa[gage]
57℃

燃料棒最大線出力密度

原子炉停止後の崩壊熱

格納容器圧力

格納容器雰囲気温度

料

９×９燃料（Ａ型）

約 278℃

炉心入口温度燃48,300ｔ／h

炉心流量

約 9℃

通常運転水位を設定

通常運転水位（セパレータ
スカート下端から＋126 ㎝）

原子炉水位

ドライウェル内ガス冷却装置の設計におけるドライウェル平均温度を設定

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
初期の燃料棒線出力密度が大きい方が燃料被覆管温度の観点で厳しい設定となるため，保安規定の運転上の制限における上限値を設定
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
格納容器圧力の観点で厳しい設定として，通常運転時の管理範囲を考慮した
高めの圧力を設定

熱平衡計算による値

熱平衡計算による値

定格流量を設定定格圧力を設定

6.93MPa[gage]

定格熱出力を設定

原子炉圧力（圧力容器ドーム部）

炉心入口サブクール度

条件設定の考え方
本重要事故シーケンスの重要現象を評価できる解析コード

3,293MW

原子炉側：ＳＡＦＥＲ
格納容器側：ＭＡＡＰ

主要解析条件主要解析条件（崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系が故障した場合））（1／6）

原子炉熱出力

解析コード

項

第 2.4.2－2 表

初期条件

事故条件

9
3
2
.
4
.
2
35℃

給水流量の全喪失
崩壊熱除去機能喪失
外部電源あり外部水源の水温起因事象

安全機能の喪失に対する仮定

外部電源

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，年間の気象条件変化を包含する高めの水温を設定
運転時の異常な過渡変化の中で原子炉水位の急速な低下に伴い，原子炉スク
ラム，高圧注水機能の自動起動，主蒸気隔離弁の閉止等が発生するため，事象発生後の状況判断における余裕時間の観点で厳しい給水流量の全喪失を設定
残留熱除去系の故障による崩壊熱除去機能喪失を設定
原子炉スクラムが原子炉水位低（レベル３）信号にて発生し，再循環ポンプ
トリップが原子炉水位異常低下（レベル２）信号にて発信するため，原子炉水位の低下が大きくなり，炉心の冷却の観点で厳しくなる外部電源ありを設
定

設計値を設定3.45kPa（ドライウェル－サプレ
ッション・チェンバ間差圧）

32℃

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
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
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

空間部：4,100m３
液相部：3,300m３
6.983m（通常水位－4.7cm）

条件設定の考え方
設計値を設定主要解析条件5,700m３目

主要解析条件（崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系が故障した場合））（2／6）

格納容器体積（ドライウェル）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
ベント管真空破壊装置
作動差圧

項

第 2.4.2－2 表重 大 事 故 等 対策 に 関 連 す る 機 器 条 件

0
4
2
.
4
.
2

原子炉水位異常低下（レベル２）信号で閉止
原子炉水位異常低下（レベル２）信号で全台トリ
ップ

主蒸気隔離弁ＡＴＷＳ緩和設備（代替原子炉再循環ポンプト
リップ機能）

逃がし安全弁

原子炉水位低（レベル３）信号（遅れ時間：1.05 秒）

原子炉スクラム（原子炉圧力制御時）
安全弁機能
7.79MPa［gage］×2 個，385.2t／h／個
8.10MPa［gage］×4 個，400.5t／h／個
8.17MPa［gage］×4 個，403.9t／h／個
8.24MPa［gage］×4 個，407.2t／h／個
8.31MPa［gage］×4 個，410.6t／h／個（原子炉手動減圧操作時）
逃がし安全弁（自動減圧機能）7 弁を開放することによる原子炉減圧＜原子炉圧力と逃がし安全弁蒸気流量の関係＞

主要解析条件

逃がし安全弁の設計値に基づく原子炉圧力と蒸気流量の関係から設定設計値を設定なお，安全弁機能は逃がし弁機能に比べて原子炉圧力が高めに維持され，原子炉減圧操作時に原子炉圧力が所定の圧力に到達するまでの時間が遅くなるため，事象発生初期において高圧注水機能が喪失し低圧注水機能を用いて原子炉注水を実施する事故シーケンスにおいては，評価項目に対して厳しい条件となる

設計値を設定設計値を設定設計値を設定条件設定の考え方

主要解析条件（崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系が故障した場合））（3／6）

目項

第 2.4.2－2 表重 大 事 故 等 対策 に 関 連 す る 機 器 条 件

目

原子炉隔離時冷却系

高圧炉心スプレイ系

項・注水流量：136.7m３ ／h
・注水圧力：1.04MPa[gage]～7.86MPa[gage]

原子炉水位異常低下（レベル２）信号にて自動起動
原子炉水位が原子炉水位高（レベル８）設定点まで回復した以降は原子炉水位を原子炉水位低（レベル３）設定点から原子炉水位高（レベル８）設
定点の範囲に維持
原子炉減圧時の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）による原子炉水位回復性能を確認する観点で，原子炉減圧操作と同時に注水停止

最小流量特性・注水流量：0m３ ／h～1,419m３ ／h
・注水圧力：0MPa[dif]～7.65MPa[dif]原子炉水位異常低下（レベル２）信号にて自動起動
原子炉水位が原子炉水位高（レベル８）設定点まで回復し，原子炉隔離時冷却系のみにより原子炉水位の維持が可能な場合は注水停止

主要解析条件

0

200

400

600

800

1000

1200

流量（m3 /h）

1400

1600

1800

2000

0.0

2.0

4.0

6.0

8.0

10.0

0

100

200
流量（m3 /h）300

流 量 （ m ３ /h）
400

500

設計値を設定原子炉隔離時冷却系は，タービン回転数制御により原子炉圧力によらず一定の流量にて注水する設計となっている

0.0

2.0

4.0

6.0

8.0

10.0

設計値を設定機器設計上の最小要求値である最小流量特性を設定

条件設定の考え方

主要解析条件（崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系が故障した場合））（4／6）

原子炉圧力（MPa[dif]）

第 2.4.2－2 表

原子炉圧力（MPa[dif]）

原 子 炉 圧 力 （ M P a[g age ]）

1
4
2
.
4
.
2

重 大 事故 等 対策 に 関 連 す る 機 器 条 件

2
4
2
.
4
.
2

目

格納容器圧力逃がし装置

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）

低圧代替注水系（常設）項

第 2.4.2－2 表

0.0

1.0

2.0

3.0

4.0

0

100

200
流量（m3/h）

300

400

500

＜常設低圧代替注水系ポンプ 2 台による注水特性＞

機器設計上の最低要求値である最小流量特性を設定

条件設定の考え方（原子炉注水と格納容器スプレイ併用時）
設計に基づき，併用時の注入先圧力及び系統圧損を考慮して３も確保可能な流量を設定
・注水流量：230m ／h（一定）
格納容器圧力が 217kPa[gage]に到達した場合は停止し，279kPa[gage]に到達した場合に再開し， サプレッション・プール水位の上昇が早くなり，格納容器圧
サプレッション・プール水位が通常水位＋6.5m 力逃がし装置による格納容器減圧及び除熱操作までの操作に到達した場合に停止する。
時間余裕の観点で厳しい条件として，運転手順の流量調整範囲（102m３ ／h ～130m３ ／h）における上限を設定
３
スプレイ流量：130m ／h（一定）
排気流量：13.4kg／s
格納容器減圧特性の観点で厳しい設定として，機器設計上の（格納容器圧力 310kPa[gage]において）最低要求値である最小流量特性を設定（原子炉注水単独時）
最小流量特性（2 台）
・注水流量：0m３ ／h～378m３ ／h
・注水圧力：0MPa[dif]～2.38MPa[dif]原子炉水位が原子炉水位高（レベル８）設定点まで回復した以降は原子炉水位を原子炉水位低（レベル３）設定点から原子炉水位高（レベル８）設
定点の範囲に維持

主要解析条件主要解析条件（崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系が故障した場合））（5／6）

原子炉圧力（MPa[dif]）重 大 事 故 等 対策 に関連する操作条件

3
4
2
.
4
.
2
格納容器圧力310kPa[gage]到達時

格納容器圧力逃がし装置による格納容器減圧及び除熱操作（サプレッション・チェンバ側）

運転手順に基づき，格納容器最高使用圧力を踏まえて設定

運転手順に基づき格納容器ベント実施基準である格納容器
最高使用圧力（310kPa[gage]）に対する余裕を考慮し設定

格納容器圧力279kPa[gage]到達時

条件設定の考え方

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

主要解析条件運転手順に基づき，サプレッション・プール熱容量制限を踏
まえて設定

目

主要解析条件（崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系が故障した場合））（6／6）

逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作（常設低圧代替注水系ポンプ サプレッション・プール水温度 65℃到達時を用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水操作）

項

第 2.4.2－2 表

2.4.2-44

海

※2

※1

原子 炉建 屋東側 接続 口

→

→
←

※1 海へ

←

残留 熱除 去 系
ポン プ(Ａ)←←
常設 高圧 代 替注 水系 ポン プ→

残留 熱除 去 系
ポン プ(Ｂ)→

復水 貯蔵 タ ンク

→

海へ ※2

※3

例

代替 淡水 貯 槽

↑

代替
循環
冷却 系
ポン プ
(Ｂ)

↑

常設 低圧 代 替注 水系

高所 西側
接続 口

高所 東側
接続 口

可搬 型設 備 用軽 油タ ンク

タン クロ ー リ

可搬 型代 替 注水
中型 ポン プ

耐圧 強化
ベン ト系

格納 容器 圧 力逃 がし 装置↑ ポン プ(Ａ)，(Ｂ)

原子 炉建 屋西側 接続 口※3

：評 価上 考 慮し ない 設備：安 全機 能 の喪 失を 仮定 す る設 備

高圧 炉心
スプ レイ 系 ポン プ

残留 熱除 去 系ポ ンプ(Ｃ)サプ レッ シ ョン・プ ール

サプ レッ シ ョン ・チェ ンバ

低圧 炉心 ス プレ イ系 ポン プ
原子 炉隔 離 時冷 却系 ポン プ

↑

代替
循環
冷却 系
ポン プ
(Ａ)

ドラ イウ ェ ル

ター ビン へ逃が し安 全 弁
（安 全弁 機 能）凡

崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系が故障した場合）時の重大事故等対策の概略系統図（1／4）（高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔離時冷却系による原子炉注水段階）※2※1

緊急 用海 水ポン プ（ Ａ），（ Ｂ）

第 2.4.2－1 図

残留 熱除 去 系
海水 ポン プ(Ｂ)，(Ｄ)

→

→

→

→

残留熱除 去 系
海水ポン プ(Ａ)，(Ｃ)

軽油 貯蔵 タ ンク

Ｇ

常設 代替 高 圧電 源装 置

Ｇ

２Ｃ非常 用 ディ ーゼ ル発 電 機，２Ｄ 非常 用
ディーゼル発電機及び高圧炉心スプレイ
系ディー ゼ ル発 電機

原子 炉圧 力容器

2.4.2-45

海

※2

→

残留 熱除 去 系
海水 ポン プ(Ｂ)，(Ｄ)

←

※1 海へ

←

残留 熱除 去 系
ポン プ(Ａ)←←
常設 高圧 代 替注 水系 ポン プ→

残留 熱除 去 系
ポン プ(Ｂ)→

復水 貯蔵 タ ンク

→

海へ ※2

※3

例

代替 淡水 貯 槽

↑

代替
循環
冷却 系
ポン プ
(Ｂ)

↑

可搬 型設 備 用軽 油タ ンク

西側淡水 貯 水設 備

可搬 型代 替 注水 中型 ポン プ

常設 低圧 代 替注 水系

高所 西側
接続 口

高所 東側
接続 口

タン クロ ー リ

耐圧 強化
ベン ト系

格納 容器 圧 力逃 がし 装置↑ ポン プ(Ａ)，(Ｂ)

原子 炉建 屋西側 接続 口※3

：評 価上 考 慮し ない 設備：安 全機 能 の喪 失を 仮定 す る設 備

高圧 炉心
スプ レイ 系 ポン プ

残留 熱除 去 系ポ ンプ (Ｃ)サプ レッ シ ョン・プ ール

サプ レッ シ ョン ・チェ ンバ

低圧 炉心 ス プレ イ系 ポン プ

原子 炉隔 離 時冷 却系 ポン プ

↑

代替
循環
冷却 系
ポン プ
(Ａ)

ドラ イウ ェ ル

ター ビン へ逃が し安 全 弁
（自 動減 圧 機能 ）凡

第 2.4.2－1 図 崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系が故障した場合）時の重大事故等対策の概略系統図（2／4）（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）による原子炉注水段階）→※1

緊急 用海 水ポン プ（ Ａ），（ Ｂ）→※1

原子 炉建 屋東側 接続 口

※2

→

→

→

残留熱除 去 系
海水ポン プ(Ａ)，(Ｃ)

軽油 貯蔵 タ ンク

Ｇ

常設 代替 高 圧電 源装 置

Ｇ

２Ｃ非常 用 ディ ーゼ ル発 電 機，２Ｄ 非常 用
ディーゼル発電機及び高圧炉心スプレイ
系ディー ゼ ル発 電機

原子 炉圧 力容器

2.4.2-46

海

第 2.4.2－1 図

←

※1 海へ

←

残留 熱除 去 系
ポン プ(Ａ)←←
常設 高圧 代 替注 水系 ポン プ→

残留 熱除 去 系
ポン プ(Ｂ)→

復水 貯蔵 タ ンク

→

海へ ※2

※3

例

代替 淡水 貯 槽

↑

代替
循環
冷却 系
ポン プ
(Ｂ)

↑

可搬 型設 備 用軽 油タ ンク

西側淡水 貯 水設 備

可搬 型代 替 注水 中型 ポン プ

常設 低圧 代 替注 水系

高所 西側
接続 口

高所 東側
接続 口

タン クロ ー リ

耐圧 強化
ベン ト系

格納 容器 圧 力逃 がし 装置↑ ポン プ(Ａ)，(Ｂ)

原子 炉建 屋西側 接続 口※3

：評 価上 考 慮し ない 設備：安 全機 能 の喪 失を 仮定 す る設 備

高圧 炉心
スプ レイ 系 ポン プ

残留 熱除 去 系ポ ンプ (Ｃ)サプ レッ シ ョン・プ ール

サプ レッ シ ョン ・チェ ンバ

低圧 炉心 ス プレ イ系 ポン プ

原子 炉隔 離 時冷 却系 ポン プ

↑

代替
循環
冷却 系
ポン プ
(Ａ)

ドラ イウ ェ ル

ター ビン へ逃が し安 全 弁
（自 動減 圧 機能 ）凡

崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系が故障した場合）時の重大事故等対策の概略系統図（3／4）（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）による原子炉注水及び代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却段階）※2→

残留 熱除 去 系
海水 ポン プ(Ｂ)，(Ｄ)→※1

緊急 用海 水ポン プ（ Ａ），（ Ｂ）→※1

原子 炉建 屋東側 接続 口

※2

→

→

→

残留熱除 去 系
海水ポン プ(Ａ)，(Ｃ)

軽油 貯蔵 タ ンク

Ｇ

常設 代替 高 圧電 源装 置

Ｇ

２Ｃ非常 用 ディ ーゼ ル発 電 機，２Ｄ 非常 用
ディーゼル発電機及び高圧炉心スプレイ
系ディー ゼ ル発 電機

原子 炉圧 力容器

2.4.2-47

海

第 2.4.2－1 図

←

※1 海へ

←

残留 熱除 去 系
ポン プ(Ａ)←←
常設 高圧 代 替注 水系 ポン プ→

残留 熱除 去 系
ポン プ(Ｂ)→

復水 貯蔵 タ ンク

→

海へ ※2

※3

例

代替 淡水 貯 槽

↑

代替
循環
冷却 系
ポン プ
(Ｂ)

↑

可搬 型設 備 用軽 油タ ンク

西側淡水 貯 水設 備

可搬 型代 替 注水 中型 ポン プ

常設 低圧 代 替注 水系

高所 西側
接続 口

高所 東側
接続 口

タン クロ ー リ

耐圧 強化
ベン ト系

格納 容器 圧 力逃 がし 装置↑ ポン プ(Ａ)，(Ｂ)

原子 炉建 屋西側 接続 口※3

：評 価上 考 慮し ない 設備：安 全機 能 の喪 失を 仮定 す る設 備

高圧 炉心
スプ レイ 系 ポン プ

残留 熱除 去 系ポ ンプ (Ｃ)サプ レッ シ ョン・プ ール

サプ レッ シ ョン ・チェ ンバ

低圧 炉心 ス プレ イ系 ポン プ
原子 炉隔 離 時冷 却系 ポン プ

↑

代替
循環
冷却 系
ポン プ
(Ａ)

ドラ イウ ェ ル

ター ビン へ逃が し安 全 弁
（自 動減 圧 機能 ）凡

崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系が故障した場合）時の重大事故等対策の概略系統図（4／4）（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）による原子炉注水及び格納容器圧力逃がし装置を使用した格納容器除熱段階）※2→

残留 熱除 去 系
海水 ポン プ(Ｂ)，(Ｄ)→※1

緊急 用海 水ポン プ（ Ａ），（ Ｂ）→※1

原子 炉建 屋東側 接続 口

※2

→

→

→

残留熱除 去 系
海水ポン プ(Ａ)，(Ｃ)

軽油 貯蔵 タ ンク

Ｇ

常設 代替 高 圧電 源装 置

Ｇ

２Ｃ非常 用 ディ ーゼ ル発 電 機，２Ｄ 非常 用
ディーゼル発電機及び高圧炉心スプレイ
系ディー ゼ ル発 電機

原子 炉圧 力容器

凡

(解析 上 の時 刻)

例：操 作・ 確 認（ 運転 員）(約 0 秒 ）給水 流量 の 全喪 失：プ ラン ト 状態 （解 析）：判 断：解 析上 考 慮し ない 操作

原子 炉水 位 低（ レベ ル３ ）設定 点到 達：重 大事 故 等対 応要 員（ 現 場） の作 業
：運 転員 と 重大 事故 等対 応 要員 （現 場 ）原子 炉ス ク ラム の確 認の共 同作 業※１

原子 炉水 位 異常 低下（レ ベル ２ ）設 定点 到達（約 20 秒）

高圧 炉心 ス プレ イ系 及び 原 子炉 隔
離時 冷却 系 の自 動起 動の 確 認 ※ ２

原子 炉水 位 の調 整操 作
（原子炉隔離時冷却系）※３

使用 済燃 料 プー ルの冷 却操 作再循 環ポ ン プ
トリ ップ の 確認 ※ ２

主蒸 気隔 離 弁閉 止及 び
逃が し安 全 弁（ 安全 弁機 能 ）によ る原 子 炉圧 力制 御の 確 認 ※ ２

高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔離時冷却系以 外に よ る原 子炉 注水 操 作・高 圧代 替 注水 系に よる 原 子炉 注水 操 作

Ⅰ

サプ レッ シ ョン ・プ ール 水 温度
32℃ 到達※１

原 子 炉ス クラ ムは ， 中央 制御 室 に て平 均出 力 領域 計装 等に よ り確 認す る 。

※２

中 央 制御 室に て，機器 ラン プ 表示，警報，ポ ンプ 吐出 圧力 ，系統流 量，原子 炉 水位（ 広 帯域），
原子 炉圧 力 等に て確 認す る 。

※３

高 圧 炉心 スプ レイ 系 及び 原子 炉 隔 離時 冷却 系 によ り ，原 子炉 水位を 原子 炉 水位 低（レ ベル ３）
設 定 点か ら 原 子 炉 水位 高 （ レ ベ ル８ ） 設 定 点 の間 に 維 持 する。 原 子 炉 水 位が 安 定 し て 維持 さ
れる 場合 は ，高 圧炉 心ス プ レイ 系は 待 機 状態 とす る 。

※４

サ プ レッ ショ ン・プ ール 水 温度 32℃到 達に て サプ レッ ショ ン・プ ー ル冷 却 の実 施を 判 断す るが， 操作 に 失敗 する こと で 崩壊 熱除 去 機 能喪 失を 判 断す る。

※５

崩 壊 熱 除 去機 能 喪 失 の確 認 後 ， あ ら かじ め 低 圧 で 注水 可 能 な系統 の 準 備 操 作 を実 施 す る 。な
お ， 本事 故 シ ー ケ ンス で は ， 低 圧で 注 水 可 能 な系 統 と し て，自 動 起 動 し た高 圧 炉 心 ス プレ イ
系 若 しく は 低 圧 炉 心ス プ レ イ 系 又は 残 留 熱 除 去系 （ 低 圧 注水系 ） Ｃ 系 の 手動 起 動 に 期 待す る
こ と も可 能 で あ る が， 原 子 炉 減 圧時 の 水 位 回 復性 能 を 確 認する 観 点 で ， 注水 流 量 の 小 さい 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 ）に期待 し た評 価と し て いる 。

※６

外 部 電源 がな い場 合 には ，常 設 代 替高 圧電 源 装置 によ る緊 急 用母 線の 受 電 操作 を実 施 する 。

※７

サ プ レ ッ ショ ン ・ プ ール 水 温 度 が サ プレ ッ シ ョ ン ・プ ー ル 熱容量 制 限 （ 原 子 炉が 高 圧 の 場合
は 65℃ ）に到 達 又は 超過 した 場 合は ，低 圧で 注水 可 能な 系統 の準 備 完了 後に 原 子 炉減 圧操 作
を 実 施す る 。 ま た ，実 際 の 操 作 では ， 原 子 炉 圧力 が 低 下 し常設 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 が開 始 さ れ た後に 原 子 炉 隔 離時 冷 却 系 が 停止 する が ，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 ） の み によ る 原 子 炉 注水 性
能 を 確認 す る 観 点 で， 原 子 炉 減 圧開 始 と 同 時 に原 子 炉 隔 離時冷 却 系 は 停 止す る 想 定 と して いる。

※８

原 子 炉 減 圧時 に は 原 子炉 水 位 計 凝 縮 槽内 の 原 子 炉 冷却 材 の 減圧沸 騰 に よ り 原 子炉 水 位 の 指示
値の 信頼 性 が損 なわ れる お それ があ る た め， 原子 炉 水位 不明でな い こと を確 認 す る。
原子 炉水 位 不明 は， 以下 の いず れか に よ り判 断す る 。
・ド ライ ウ ェル 雰囲 気温 度 と原 子炉 圧 力 の関 係が 原 子炉 水位不明 領 域に 入っ た 場 合・原 子炉 水 位の 計装 電源 が 喪失 した 場 合・ 原 子 炉 水 位 の 指 示 値 の ば ら つ き が 大 き く 燃 料 有 効 長 頂 部以 上 で あ る こ と が 判 断 で き な い場合※９原 子 炉 水 位不 明 の 場 合は ， 原 子 炉 圧 力容 器 を 満 水 とし ， 原 子炉圧 力 と サ プ レ ッシ ョ ン ・ チェ
ンバ 圧力 の 差圧 を確 認す る こと で，原子 炉 水位 が燃 料 有効 長頂 部以 上 であ るこ と を 確認 する 。

崩壊 熱除 去 機能 喪失 の確 認 ※ ４

残留 熱除 去 系の回 復操 作
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）の起 動操 作 ※ ５ ， ６（約 2 時 間 ）低圧 代替 注 水系（ 常 設）以外 によ る 原子 炉注 水操 作・代 替循 環 冷却 系に よる 原 子炉 注水 操 作
・制 御棒 駆 動水 圧系 によ る 原子 炉注 水 操 作
・ほ う酸 水 注入 系に よる 原 子炉 注水 操 作
・消 火系 に よる 原子 炉注 水 操作
・補 給水 系 によ る原 子炉 注 水操 作
・可搬 型 代替 注水 中型 ポ ンプ を用 い た低 圧代 替注 水系（ 可搬 型 ）に よる 原子 炉 注水 操作
・可搬 型 代替 注水 大型 ポ ンプ を用 い た低 圧代 替注 水系（ 可搬 型 ）に よる 原子 炉 注水 操作

サプ レッ シ ョン ・プ ール 水 温度
65℃ 到達逃が し安 全 弁（自 動減 圧 機能）の
手動 によ る 原子 炉減 圧操 作 ※ ７

原子 炉水 位 不明 でない こと の 確認 ※８

可搬 型代 替 注水 中型
ポン プに よ る
水源 補給 操 作

水位 不明
原子 炉
満水 操作 ※ ９

水位 不明 で はな い

格納 容器 圧 力
279kPa[gage]到 達

タン クロ ー リに よる
燃料 給油 操 作

炉心 損傷 な しの
継続 確認 ※１０
炉心損傷が確認された場
合は ，炉心 損傷 後の 対 応手
順に 移行 す る

原子 炉水 位 の調 整操 作
（低圧代替注水系（常設））※１１（約 13 時間 ）Ⅱ

※１ ０ 炉 心損 傷は ，以 下に よ り判 断す る 。
（ 炉 心損 傷 が確 認さ れた 場合は 炉心 損 傷 後の 手順 に 移行）
・ 格 納 容 器 雰 囲 気 放 射 線 モ ニ タ ガ ン マ 線 線 量 率 が 設 計 基 準事 故 （ 原 子 炉 冷 却 材 喪 失 ） 相 当 の
10 倍以 上な お ， 格 納 容 器 雰 囲 気 放 射 線 モ ニ タ （ Ｄ ／ Ｗ ） 及 び （ Ｓ ／Ｃ ） に よ る 炉 心 損 傷 発 生 の 判 断がで きな い 場合 は， 原子 炉 圧力 容器 温 度 によ り判 断 する 。

代替循環冷却系の起 動操 作 ※ １ ２※ １１

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 り ， 原 子 炉水 位 を 原 子炉
水位 低（ レ ベル ３） 設定 点 から 原子 炉 水 位高 （レ ベ ル８ ）設定点 の 間に 維持 す る 。

※１ ２解 析上 考慮 しな い 代替 循環 冷 却 系は ，実 際 には 以下 の運 用 とし てい る 。
・ 事 象 初 期 に お け る 原 子 炉 注 水 に 当 た っ て は ， 海 水 系 に よる 冷 却 水 供 給 を 必 要 と し な い 低
圧 代 替 注 水 系 （ 常 設 ） を 優 先 し ， 海 水 系 に よ る 冷 却 水 供 給が 確 保 さ れ た 後 に 代 替 循 環 冷
却系 によ る 原子 炉注 水に 切 り替 える 。
・格 納容 器圧 力が 245kPa[gage]に 到達 し た時 点で ，代 替循 環 冷却 系に よ る格 納容 器ス プレ
イ を 実 施 す る 。 ま た ， 代 替 循 環 冷 却 系 は ， 原 子 炉 注 水 及 び格 納 容 器 ス プ レ イ の 併 用 が 可
能な 設計 と して いる 。

※ １３

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 は ， 解 析 上 は 130m ３ ／ h 一 定 流 量 で ， 格 納 容 器 圧 力 を 217kPa[gage] か ら
279kPa[gage]の 範囲 に 維 持 す る よ う 間欠 運 転 と して い る が ，実 際 には 運 転 手 順 に 従 い 格納容器 圧力を 217kPa[gage]から 279kPa[gage]の 範囲 に 維持 する よう 102 ～130m ３ ／h の範 囲でス プレ イ 流量 を調 整す る 。

※１ ４

サ プレ ッシ ョン・プー ル 水位 が 通常 水位 ＋5.5m に 到 達し た場 合は ，格納 容器 ベン ト 準備 の
た め ，中 央 制 御 室 にて 機 器 ラ ン プ 表示 に よ り 系統 構 成 を 確認す る と と も に ，格 納 容 器 圧力
逃が し装 置 一次 隔離 弁を 全 開と する 。
格納 容器 圧 力逃 がし 装置 一 次隔 離弁 の 開 操作 は，「 サプ レッショ ン・チェ ンバ 側 」を優 先して実 施し ，中 央 制御 室か ら の遠 隔操 作 及 び現 場で の 手動 操作に失 敗 した 場合 は，「 ドラ イウ
ェル 側」 の 開操 作を 実施 す る。

※ １５

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 の停 止 は， 以下 によ り 判断 する 。
・サ プレ ッ ショ ン・ プー ル 水位 が通 常 水 位＋6.5m に到 達

※ １６

格 納 容 器減 圧 及 び 除熱 操 作 前 に ， 原子 炉 水 位 を 可能 な 限 り高く 維 持 す る こ とで ， 格 納 容器
への 放熱 を 抑制 し， 格納 容 器圧 力の 上 昇 を緩 和す る （解 析上考慮 し ない。）。

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 ※ １ ３（約 24 時間 ）サプ レッ シ ョン ・プ ール
通常 水位 ＋5.5m 到 達

格納 容器 圧 力逃 がし 装置 に よる 格
納容 器減 圧 及び 除熱 の準 備操作※１４（約 27 時間 ）サプ レッ シ ョン ・プ ール 水 位
通常 水位 ＋6.5m 到 達

代替 格納 容 器ス プレ イ冷 却 系（常 設）及び 代替 循環 冷 却
系以 外に よ る格 納容 器冷 却 操作
・可搬型 代 替注 水中 型ポ ン プを 用い た 代替 格納 容器 ス プ
レイ 冷却 系 （可 搬型 ）に よ る格 納容 器 冷 却操 作
・可搬型 代 替注 水大 型ポ ン プを 用い た 代替 格納 容器 ス プ
レイ 冷却 系 （可 搬型 ）に よ る格 納容 器 冷 却操 作
・消 火系 に よる 格納 容器 冷 却操 作
・補 給水 系 によ る格 納容 器 冷却 操作
・ドライ ウ ェル 内ガ ス冷 却 装置 によ る 格納 容器 除熱 操 作

Ⅲ
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 却の 停止 操作 ※ １ ５（約 28 時間 ）原子 炉満 水 操作

※１６

格納容器圧力310kPa[gage]到達

格納 容器 圧 力逃 がし 装置 に よる 格納容器 減圧 及 び除 熱操 作
（サプレッション・チェンバ側）

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 を 継 続 す る こ と で ， 原 子 炉 水 位 を 維持 し ， 格 納 容 器
圧 力 逃 が し 装 置 に よ る 格 納 容 器 減 圧 及 び 除 熱 を 継続 す る こ と で 格
納 容 器 圧 力 等 の 低 下 傾 向 を 確 認 す る 。 ま た ， 機 能喪 失 し て い る 設
備 の 復 旧 を 試 み ， 残 留 熱 除 去 系 の 復 旧 後 ， 残 留 熱除 去 系 （ 原 子 炉
停 止 時 冷 却 系 ） に よ り 冷 温 停 止 状 態 と し ， 代 替 循環 冷 却 系 又 は 残
留 熱 除 去 系 （ 格 納 容 器 ス プ レ イ 冷 却 系 ） 及 び 残 留熱 除 去 系 （ サ プ
レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 冷 却 系 ） に よ る 除 熱 が 可 能 であ る こ と 及 び 水
素 濃 度 制 御 が 可 能 で あ る こ と を 確 認 し た 後 に 格 納容 器 圧 力 逃 が し装置 によ る 格納 容器 除熱 を 停止 し， 格 納 容器 を隔 離状態 とす る。

第 2.4.2－2 図

格納 容器 圧 力逃 がし 装置 以 外に よる 格 納 容器
減圧 及び 除 熱操 作
・耐 圧強 化 ベン ト系 によ る 格納 容器 減 圧 及び
除熱 操作

Ⅳ

【有 効性 評 価の 対象 とし て いな いが 他 に 取り 得る 手 段】
Ⅰ
高圧 代替 注 水系 によ る原 子 炉注 水も 可 能 であ る。
Ⅱ
技術 基準 上 の全 ての 要求 事 項を 満た す こ とや 全て の プラ ント 状況 に おい て使 用 す るこ とは 困 難で ある が，
プラ ント 状 況に よっ ては ，事 故対 応に 有 効な 設備 と なる 代替 循環 冷 却系 ，制御 棒 駆動 水圧 系 ，ほう 酸水 注入
系，消火 系，補給 水 系，可搬 型代 替 注水 中 型ポ ンプ を 用い た低 圧代 替注水 系（ 可搬 型）及び 可搬 型 代替 注水
大型 ポン プ を用 いた 低圧 代 替注 水系 （ 可 搬型 ）に よ る原 子炉 注水 も 実施 可能 で あ る。
Ⅲ
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 を優 先す るが ，可 搬型 代 替注 水中 型ポ ン プを 用い た 代替 格納 容 器ス プレ イ冷 却 系（可 搬型 ）及 び可 搬型 代 替注 水大 型ポ
ンプ を用 い た代 替格 納容 器 スプ レイ 冷 却 系（ 可搬 型 ）に よる 格納 容 器冷 却も 実 施 可能 であ る 。
技術 基準 上 の全 ての 要求 事 項を 満た す こ とや 全て の プラ ント 状況 に おい て使 用 す るこ とは 困 難で ある が，
プラ ント 状 況に よっ ては ，事故 対 応に 有効 な設 備と な る消 火系 及び 補給水 系に よ る 格納 容器 冷 却も 実施 可能
であ る。
また ，格 納 容器 冷却 等 がで きな い場 合 ，ド ライ ウェ ル 内ガ ス冷 却装 置によ り格 納 容 器圧 力等 の 上昇 を緩 和
させ るこ と も可 能で ある 。
Ⅳ
格納 容器 圧 力逃 がし 装置 に よる 格納 容 器 減圧 及び 除 熱を 優先 する が ，耐 圧 強化 ベン ト系 によ る 格納 容器 減
圧及 び除 熱 も可 能で ある 。

崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系が故障した場合）の対応手順の概要

2.4.2-48

崩壊熱除去 機能喪失 （残留熱 除去系が 故障した 場 合）

経過時間（ 分）0【 】は他作業後移動してきた要員

当直発電長

1人

中央監視
運転操作指揮

補佐

当直副発電
長

1人

運転操作指揮補佐

指揮者等

災害対策要員
（指揮者等）

4人

初動での指揮発電所内外連絡

当直運転員
（現場）

30

40

50

60

70

80

90

100

110

備考

原子 炉ス ク ラム

責任者

当直運転員
（中央制御室）20

事象 発生

実施箇所・必要要員数

操作項目

10

約20秒

原 子炉 水位 異常 低 下（ レベ ル ２）設定 点到 達

操作の内容

プラ ント 状 況判 断

重大事故等対応要員（現場）●原子炉スクラムの確認●タービン停止の確認●外部電源喪失の確認

状況判断

2人
A,B

外部電源喪失の確認
及び非常用ディーゼ
ル発電機等の自動起動の確認は，外部電源がない場合に実施
する●給水流量全喪失の確認
－

10 分

－
●再循環ポンプトリップの確認●主蒸気隔離弁閉止及び逃がし安全弁（安全弁機能）による原子炉圧力制御の確認●非常用ディーゼル発電機等の自動起動の確認●高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔離時冷却系の自動起動の確認

原子炉水位の調 整
操作(原 子炉隔 離時冷却系及び高 圧
炉心スプレイ系)

【1人】
A

－

－

●原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系による原子炉注水の調整操作

崩壊熱除去機能 喪
失の確認

【1人】
B

－

－

●残留熱除去系(サプレッション・プール冷却系)によるサプレッ
ション・プール水の除熱操作（失敗）

残留熱除去系の 回
復操作

－

2人
C,D

－

●残留熱除去系の機能回復操作，失敗原因調査

常設代替高圧電 源装置による緊急 用
母線の受電操作

【1人】
B

－

－

●常設代替高圧電源装置2台の起動操作及び緊急用母線の受電操
作

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）の起動 操
作

【1人】
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）による原子炉注水の系統構成操作及び起動操作

第 2.4.2－3 図

低圧代替注 水系（常 設）によ る原子炉 注水が開 始 されるまで の間，原 子炉水位 を原子炉 水位低（ レ ベル３）設 定点から 原子炉水 位高（レ ベル８） 設 定点の間に 維持
原子炉水位 が安定し て維持さ れる場合 は，高圧 炉 心スプレイ 系は待機 状態とす る

10 分
適宜 実施

解析上考慮 しない

外部電源がない場合
に実施する

4分

3分

崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系が故障した場合）の作業と所要時間（1／2）

2.4.2-49

崩壊熱除去 機能喪失 （残留熱 除去系が 故障した 場 合）

経過時間（ 時間）
4

12

16

20

24

28

32

36

40

44

48

備 考

事象 発生

実施箇所・必要要員数

約2時 間【 】は他作業後移動してきた要員

操作項目

8

サ プレ ッ ショ ン・ プー ル 水温 度 65℃ 到達

操作の内容

約13時間

格納 容器 圧力 279kPa［gage］ 到達
約24時間

サプ レッ ショ ン ・プ ール 水 位
約27時間

当直運転員
(中央制御室 )

当直運転員
(現場)

重大事故等 対応要員
(現場)

原子炉水位の調整操作(原子炉隔離時冷却系及
び高圧炉心スプレイ系)

【1人】
A

－

－

●原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系による原子炉注水の調整操作

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）の起動操
作

【1人】
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）による原子炉注水の系統構成操作及び起動操作

3分

逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子
炉減圧操作

【1人】
B

－

－

●逃がし安全弁（自動減圧機能）7弁の手動開放操作

1分

原子炉水位の調整操作(低圧代替注水系（常
設）)

【1人】
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）による原子炉注水の調整操作

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

【1人】
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

通 常水 位 ＋5.5m到 達

サプ レッ ショ ン ・プ ール 水 位

約28時間

通 常水 位 ＋6.5m到 達

格納 容器 圧力 310kPa［gage］ 到達

サプレッション・プー
ル熱容量制限到達までに実施

原子 炉水 位 を原 子炉 水位 低 （レ ベル ３ ） 設定 点か ら 原子 炉水 位高 （ レベ ル８ ） 設 定点 の間 に 維持

格納 容器 ス プレ イ中 ，適 宜 状態 監視

解析上考慮 しない
代替循環冷却系による原子炉注水操作及び格
納容器除熱 操作

●代替循環 冷却系に よる原子 炉注水操 作
【1人】
A

－

注水 開始 後 ，適 宜原 子炉 水 位調 整

は，低圧代替注 水系（常原子炉満水操作－－

格納容器圧力逃がし装置による格納容器減圧及び除熱の 準備操作

格納容器圧力逃がし装置による格納容器減圧及び除熱操作（サプレッション・チェ ンバ側）

【1人】
A

【1人】
A

－

－

原子 炉水 位 を可 能な 限り 高 く維 持－－

【2人】+1人
C,D,E

－

【1人】
A

－

－

●緊急用海水系による海水通水の系統構成操作及び起動操作

20 分●代替燃料プール冷却系の起動操作

15 分●格納容器 圧力逃が し装置に よる格納 容器減圧 及 び除熱の準 備
操作（中央 制御室で の第一弁 操作）

－

3人
(参集)

－

－

8人
a～h

●可搬型代替注水中型ポンプの移動，ホース敷設等の操作

－

－

【2人】
a,b

タンクローリによる燃
料給油操作

－

－

2人
（参集）

必要要員合計

2人
A,B

3人
C,D,E

8人 a～h及び参集5人格納 容器 ベ ント 実施 後， 適 宜状 態監 視
75 分

解析上考慮 しない

180 分

適宜 実施

90 分
適宜 実施

●可搬型代替注水中型ポンプへの給油操作

第 2.4.2－3 図

解析上考慮 しない

125 分

●可搬型代替注水中型ポンプの移動，ホース敷設等の操作●可搬型設備用軽油タンクからタンクローリへの給油操作解析上考慮 しない
25時 間 後 ま で に 実 施 する

5分●第一弁現 場操作場 所への移 動●格納容器 圧力逃が し装置に よる格納 容器減圧 及 び除熱の準 備
操作（現場 での第一 弁操作）
●格納容器圧力逃がし装置による格納容器減圧及び除熱操作（中央制御室での第二弁操作）－

解析上考慮 しない
解析上考慮 しない
スロッシングによる水位低下がある場合は代替燃料プール冷却系の起動までに 実施する

適宜実施

－

●第二弁現場操作場所への移動●格納容器逃がし装置による格納容器減圧及び除熱操作（現場での第二弁操作）西側淡水貯水設備を水源とした可搬型代替注
水中型ポンプによる代替淡水貯槽への補給操作る●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）による原子炉注水の流量増加操作●常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水操作
使用済燃料プールの冷却操作設）による 注水を停 止す

格納 容器 ス プレ イ中 ，適 宜 状態 監視●代替循環 冷却系に よる格納 容器除熱 操作【1人】
A

代替循環冷却系のみで状態維持が可能な場合－

崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系が故障した場合）の作業と所要時間（2／2）

2.4.2-50

代替淡水貯槽の枯渇までには十分な時間があり，代替淡水貯槽の残量に応じて適宜補給を実施する
タンクローリ残量に応じて適宜軽油タンクから給油

10
原子炉隔離時冷却系の起動／停止により炉内の蒸気発生量が増減するため，圧力の低下／上昇を繰り返し，圧力上昇時は逃がし安全弁（安全弁機能）の開閉により圧力は制御される（原子炉への注水中は，原子炉圧力が降下する。崩壊熱の減少に伴い，圧力の低下幅が大きくなる）（最大値：約 7.79MPa[gage]）

8

逃がし安全弁（自動減圧機能）
7 弁による手動減圧（約 2 時間）

原子 炉圧力6）MPa[abs]

高圧炉心スプレイ系の起動により圧力が大幅に低下

4

2

0
0

1

2

3

4

5

(h)
事故後の時間（ｈ）
SA3NT2LOF99AH4PR002

第 2.4.2－4 図

20

原子炉圧力の推移

原子 炉水 位 （シュ ラウ ド内外水 位）

原子炉隔離時冷却系の起動／停止による
原子炉水位の維持

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）の起動／停止による原子炉水位の維持

シュラウド内（炉心上部プレナム）

15

レベル 8
レベル 3
レベル 2
シュラウド外10
シュラウド内（高出力燃料集合体）

レベル 1
燃料有効長頂部
原子炉減圧による蒸気流出に伴う水位低下（約 2 時間）
燃料有効長底部

5

シュラウド内（炉心下部プレナム）

(m)

0
0

1

2

3

4

事故後の時間（ｈ）(h)

第 2.4.2－5 図※

SA3NT2LOF99AH4PR002※

原子炉水位（シュラウド内外水位）の推移

シュラウド内外水位はボイドを含む場合は，二相水位を示している。

2.4.2-51

5

2000

注注
水水
流流
量量

1500
高圧炉心スプレイ系による注水（原子炉水位高（レベル８）到達時に注水停止）(m３ ／h) 1000

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) による注水（原子炉水位低（レベル３）から原子炉水位高（レベル８）の間に維持するよう注水）

原子炉隔離時冷却系による注水（原子炉水位低（レベル３）から原子炉水位高（レベル８）の間に維持するよう注水）

500

0
0

1

2

3

4

5

(h)
事故後の時間（ｈ）
SA3NT2LOF99AH4PR002

第 2.4.2－6 図

注水流量の推移

5000

4000

蒸気 流量

逃がし安全弁(自動減圧機能)7 弁
手動解放による原子炉減圧（約 2 時間）

3000

(t／h)

逃がし安全弁（安全弁機能）（原子炉圧力制御）

2000

1000

0
0

1

2

3

4

事故後の時間（ｈ）(h)
SA3NT2LOF99AH4PR002

第 2.4.2－7 図

逃がし安全弁からの蒸気流量の推移

2.4.2-525

500

原子 炉内 の 保有 水 量

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）の起動／停止による水量増減

400

原子炉隔離時冷却系の起動／停止による水量増減

300

(t)
200
逃がし安全弁（自動減圧機能）7 弁
開放による水量減少（約 2 時間）（減圧と同時に原子炉隔離時
冷却系が停止することを想定）

100

0
0

1

2

3

4

5

(h)
事故後の時間（ｈ）
SA3NT2LOF99AH4PR002

第 2.4.2－8 図

原子炉内保有水量の推移

1200（最高温度：初期値（約 309℃）以下にとどまる）

燃料 被覆 管 温度

1000

(℃)

600

800

原子炉圧力変化に応じて飽和温度が変化し，燃料被覆管温度もこれに追従して変化を繰り返す

400

原子炉減圧による飽和温度の低下（約 2 時間）

200

0
0

1

2

3

4

事故後の時間（ｈ）(h)
SA3NT2LOF99AH4PR002

第 2.4.2－9 図

燃料被覆管温度の推移

2.4.2-53

5

1.0E+6
核沸騰冷却(ボイド率に対応した値)

1.0E+5熱伝達係 数

1.0E+4

1.0E+3(W／(m２ ・K))
K)）
1.0E+2

1.0E+1

1.0E+0
0

1

2

3

4

5

(h)
事故後の時間（ｈ）
SA3NT2LOF99AH4PR002

第 2.4.2－10 図

燃料被覆管最高温度発生位置における熱伝達係数の推移

1.2
原子炉隔離時冷却系の起動／停止に伴うボイド率増減1

ボイド率

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）の起動／停止に伴うボイド率増減

0.8

0.6
(－)
0.4
原子炉減圧に伴うボイド率増加（約 2 時間）

0.2

0
0

1

2

3

4

5

(h)
事故後の時間（ｈ）
SA3NT2LOF99AH4PR002

第 2.4.2－11 図

燃料被覆管最高温度発生位置におけるボイド率の推移

2.4.2-54

1.2

原子炉隔離時冷却系の起動／停止に伴うボイド率増減

1

ボイド率

0.8

(－)

0.6

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）の起動／停止に伴うボイド率増減0.4
原子炉減圧に伴うボイド率増加（約 2 時間）

0.2

0
0

1

2

3

4

5

(h)
事故後の時間（ｈ）
SA3NT2LOF99AH4PR002

第 2.4.2－12 図

高出力燃料集合体のボイド率の推移

1.2

1

ボイド率

0.8

0.6
原子炉減圧に伴うボイド率増加（約 2 時間）(－)
0.4
原子炉隔離時冷却系の起動／停止に伴うボイド率増減0.2

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
注水により未飽和となりボイド消滅

0
0

1

2

3

4

事故後の時間（ｈ）(h)
SA3NT2LOF99AH4PR002

第2.4.2－13図炉心下部プレナム部のボイド率の推移

2.4.2-55

5

10000
GEMP731

燃 料被 覆管 の最 高温 度及 び
円周方向応力の最大値

ORNL3626
ORNL3626(照射)GEMP683
GEVNC(0.56℃/s)(8×8)(Vallecitosのデータ)
GEVNC(2.8 ℃/s)(8×8)(Vallecitosのデータ)
GEVNC(5.6 ℃/s)(8×8)(Vallecitosのデータ)
GEVNC(0.56℃/s)(7×7)(Vallecitosのデータ)

1000

GEVNC(2.8 ℃/s)(7×7)(Vallecitosのデータ)

円 周 方 向 の 応 力

GEVNC(5.6 ℃/s)(7×7)(Vallecitosのデータ)

円

NUREG-0630,DATA F(ORNL)周NUREG-0630,DATA H(KfK FABIOLA)NUREG-0630,DATA I(ORNL)

方NUREG-0630,DATA J(KfK)

向の

KfK(0.8～1.6K/s)(REBEKA Single Rod)JNES(内圧破裂試験)

100

NFI他(内圧破裂試験)

応

ベストフィット曲線

力

平均値－２σ曲線(N/mm2２) )
(N／mm
10

1
0

100

200

300

400

500

600

700

800

900

1000

1100

1200

1300

1400

1500

1600

燃 料 被 覆 管 温 度 (℃)

第 2.4.2－14 図

燃料被覆管破裂が発生した時点の燃料被覆温度と燃料被覆管の円周方向の応力の関係

2.4.2-56

格納容器圧力 279kPa[gage]到達に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を実施（約 13 時間）
0.8
ドライウェルサプレッション・チェンバ

格納容器圧力

格
納
容
器
圧
力

0.6

原子炉注水の起動／停止の繰り返しに伴う蒸気発生量の増減により，格納容器への放熱量が変動しサプレッション・チェンバ圧力が変動する。また，
ベント管真空破壊装置の作動によりドライウェル圧力もこれに追従する。
格納容器圧力 310kPa[gage]到達にて格納容器ベント
最大圧力：約 0.31MPa[gage]（約 28 時間）

0.4(MPa[gage])(MPa[gage])

ベント管の水没長さ分の水頭圧によるドライ
ウェルとサプレッション・チェンバの圧力差

0.2

0
0

24

48

72

96

120

144

168

事故後の時間(h)サプレッション・チェンバ側からの格納容器ベントのためドライウ
ェルに比べて圧力低下が早い

第 2.4.2－15 図

JOB No.MA47BNT2TW--GG99002

格納容器圧力の推移

ドライウェル温度は以下により初期温度から急激に上昇する
・主蒸気隔離弁の閉止による原子炉圧力及び原子炉内飽和温度の上昇
・ドライウェル内ガス冷却装置の停止
300
ドライウェル

格納容器雰 囲気温 度

格
納
容
器
温
度

サプレッション・チェンバ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）
作動による温度上昇の抑制
ドライウェル雰囲気温度は，原子炉注水の起動／停止の繰り返しに伴う蒸気発生量の増減により，格納容器への放熱が変動することから上下する。

200

格納容器ベントによる温度低下
最高温度約 143℃（約 28 時間）

(℃)

(℃)
100

原子炉減圧に伴い原子炉内飽和温度が低下することで，圧力容器壁面（内表面）温度が低下し，熱伝導の遅れを伴って，圧力容器外表面の温度も低下することで，格納容器気相部温度が低下する。また，格納容器気相部から壁面への伝熱により，格納容器気相部温度が低下する。
0
0

24

48

72

96

120

144

事故後の時間(h)JOB No.MA47BNT2TW--GG99002

原子炉減圧に伴い，原子炉内の蒸気が流入することによる温度上昇

第 2.4.2－16 図

格納容器雰囲気温度の推移

2.4.2-57

168

20

格納容器ベント実施（約 28 時間）
ベントライン（約 15m）
サプレッシ ョン・プール水 位

サ
プ
レ

15

通常水位＋6.5m（約 13.5m）
通常水位＋5.5m（約 12.5m）
サプレッション・プール通常水位＋6.5m 到達に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）停止(約 27 時間)

シ
ン

10

プ
ル
水
位

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）作動（約 13 時間）

5

外部水源である常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注
水（常設）による原子炉注水により逃がし安全弁を介し原子炉内の蒸気が流入するため水位が上昇

(m) ）

0
0

24

48

72

96

120

144

168

事故後の時間(h)JOB No.MA47BNT2TW--GG99002

第 2.4.2－17 図

サプレッション・プール水位の推移

300

サプレッシ ョン・プール水温
ー度

サ
プ
レ
ッ
シ
ョ
ン
・
プ

ル
水
温
(℃)
(℃)
度

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）作動（約 13 時間）
200

格納容器ベントによる圧力低下により飽和温度が低下（約 28 時間）
最高温度：約 139℃（約 28 時間）

100

逃がし安全弁を介し原子炉内の蒸気が流入することで水温が上昇

（℃）

0
0

24

48

72

96

120

144

事故後の時間(h)JOB No.MA47BNT2TW--GG99002

第 2.4.2－18 図

サプレッション・プール水温度の推移

2.4.2-58

168

添付資料 2.4.2.1
安定状態について（ 崩 壊 熱 除 去 機 能 喪 失 （ 残 留 熱 除 去 系 が 故 障 し た 場 合 ））崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系が故障した場合）時の安定状態については，以下のとおり。
原子炉安定停止状態：事象発生後，設計基準事故対処設備又は重大事故等対処
設備 を用 い た炉 心 冷 却が 維持 可 能で あ り ，また ，冷却 のた め の 設 備 が そ の 後 も 機 能 維 持 で き ，か つ ，必 要 な 要 員の不足や資源の枯渇等のあらかじめ想定される事象悪化のおそれがない場合に安定停止状態が確立されたものとする。
格納容器安定状態 ：炉心冷却が維持された後に，設計基準事故対処設備又は重大事故等対処設備を用いた格納容器除熱により格納
容器 圧力 及 び温 度 が 安定 又は 低 下傾 向 に 転じ ，また ，格
納容器除熱のための設備がその後も機能維持でき，かつ ，必 要 な 要 員 の 不 足 や 資 源 の 枯 渇 等 の あ ら か じ め 想 定
される事象悪化のおそれがない場合に安定状態が確立されたものとする。
【安定状態の確立について】
原子炉安定停止状態の確立について
原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系の原子炉注水により炉心冷却が維持される。サプレッション・プール熱容量制限に到達後，原子炉を減圧し，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）による原子炉注水を実施することで，引き続き炉心の冷却は維持され，原子炉安定停止状態が確立される。
格納容器安定状態の確立について
炉 心 冷 却 を 継 続 し ，事 象 発 生 の 約 28 時 間 後 に 格 納 容 器 圧 力 逃 が し 装 置 等 を 用
いた格納容器除熱を実施することで，格納容器圧力及び雰囲気温度は安定又は低 下 傾 向 と な る 。 格 納 容 器 雰 囲 気 温 度 は 150 ℃ を 下 回 る と と も に ， ド ラ イ ウ ェル雰囲気温度は，低圧注水継続のための逃がし安全弁の機能維持が確認されて
い る 126 ℃ を 上 回 る こ と は な く ， 格 納 容 器 安 定 状 態 が 確 立 さ れ る 。 な お ， 格 納
容器圧力逃がし装置等を用いた格納容器除熱を実施するが，敷地境界における実効線量は，本事故シーケンスとベントタイミングが同等であり，放射性物質の 減 衰 効 果 も 同 等 と な る「 2 .6 Ｌ Ｏ Ｃ Ａ 時 注 水 機 能 喪 失 」の 評 価 結 果 6. 2×10
－１
mS v と 同 等 と な り ， ま た ， 燃 料 被 覆 管 の 破 裂 も 発 生 し な い こ と か ら ， 周 辺 公
衆に対して著しい放射線被ばくのリスクを与えることはない。
また，重大事故等対策時に必要な要員は確保可能であり，必要な水源，燃料及び電源を供給可能である。
【安定状態の維持について】
上記の炉心損傷防止対策を継続することにより安定状態を維持できる。
また，代替循環冷却系又は残留熱除去系の復旧により除熱を行い，格納容器
ベントを閉止し格納容器を隔離することで，安定状態の更なる除熱機能の確保
及び維持が可能となる。
（ 添 付 資 料 2.1. 2 別 紙 1 ）

添付 2.4.2.1-1

分類

ジルコニウム－
水反 応モ デ ル

膨れ・破 裂評 価 モ
デル

燃料 被覆 管 変形

燃料棒表面熱伝達モ デル

燃料棒表面熱伝達，沸騰 遷移 ，気液熱 非平 衡燃料 被覆 管 酸化崩壊 熱モ デ ル

解析 モデ ル

膨れ・破裂は，燃料被覆管温度と円周方向応力に基づいて評価され，燃料被覆管温度は上述のように高めに評価され，円周方向応力は燃焼期間中の変化を考慮して燃料棒内圧を大きく設定
し保守的に評価している。したがって，ベスト
フィット曲線を用いる場合も破裂の判定はおおむね 保守 的 とな る。

実解析コードは，実験解析において熱伝達モデルの保守性により
燃料被覆管温度を高めに評価し，有効性評価解析においても燃料被覆管温度を高めに評価することから，評価項目となるパラメー
タに対する余裕は大きくなる。ただし，炉心部の冠水が維持される本 事故 シ ーケ ンス では ， この 影響は 小 さい 。

解析コー ド は，実 験 結果 の燃 料被 覆 管温 度に 比べ て 最大 50℃ 高めに評価 する こと か ら， 解 析結 果は 燃 料棒 表面 の 熱伝 達係 数 を小 さ
く評価 する 可能 性 があ る 。よ って ， 実際 の燃 料 棒表 面で の 熱伝 達は大き くな るこ と で， 燃 料被 覆管 温 度は 低く な るが ，事 象 初期 の原子炉 注水 は原 子 炉隔 離 時冷 却系 及 び高 圧炉 心 スプ レイ 系 の自 動
起動に より 確保 さ れ， 燃 料被 覆管 温 度を 操作 開 始の 起点 と する 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。
解析コ ード は， 酸 化量 及 び酸 化反 応 に伴 う発 熱 量の 評価 に つい て
保守的 な結 果を 与 える た め， 燃料 被 覆管 温度 を 高め に評 価 する 可能性が ある 。よ っ て， 実 際の 燃料 被 覆管 温度 は 低く なる が ，事 象
初期の 原子 炉注 水 は原 子 炉隔 離時 冷 却系 及び 高 圧炉 心ス プ レイ 系の自動 起動 によ り 確保 さ れ， 燃料 被 覆管 温度 を 操作 開始 の 起点 とする運 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 。
有効性 評価 解析 で は原 子 炉水 位が 燃 料有 効長 頂 部を 下回 る こと はなく，燃 料 被覆 管最 高温 度 は初 期値 を 上回 るこ とが な いこ とか ら，
燃料被 覆管 の破 裂 判定 の 不確 かさ が 運転 員等 操 作に 与え る 影響 はない。

炉心

添付 2.4.2.2-1

有効性評価解析では原子炉水位が燃料有効長頂部を下回ることはなく ，燃料 被覆 管 最高 温度 は初 期 値を 上 回る こと が ない こと から ，
燃料被覆管の破裂判定の不確かさが評価項目となるパラメータに与え る影 響 はな い。

解析コードは，酸化量及び酸化反応に伴う発熱量の評価について保守的な結果を与えるため，燃料被覆管温度を高く評価することから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。ただし ，おお むね 炉 心部 の冠 水が 維 持さ れ る本 事故 シ ーケ ンス では ，
この 影響 は 小さ い。

「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 。

入力 値に 含 まれ る。
最確条件を包絡できる条件を設定することにより崩 壊熱 を 大き くす るよ う 考慮 して い る 。
TBL， ROSA-Ⅲ の 実 験 解 析 に お い て ， 熱 伝 達 係 数を低めに評価する可能性があり，他の解析モデ
ルの不確かさとあいまってコード全体として，スプレイ冷却のない実験結果の燃料被覆管温度に比 べて 最 大 50℃ 程度 高め に 評価 する 。 また ，
低圧代替注水系による注水での燃料棒冷却過程
における蒸気単相冷却又は噴霧流冷却の不確かさは ＋20℃ ～＋40℃ 程度 で ある 。
酸化量及び酸化反応に伴う発熱量をより大きく
見積 も る Baker-Just 式 によ る 計算 モデ ル を採 用
して おり ， 保守 的な 結果 を 与え る。

評価 項目 と なる パラ メータ に与 える 影 響

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

不確 かさ

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（ＳＡＦＥＲ）（1／2）

崩壊 熱

重要 現象

第 1-1 表

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（崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系が故障した場合））

添付資料 2.4.2.2

分類

炉心

原子 炉圧 力容器

添付 2.4.2.2-2

原子炉注水系モデル

ECCS 注 水 （ 給 水系・代替 注水 系 含
む）

二相流体の流動
モデ ル

沸騰・凝 縮・ボ イ
ド率 変化 ，気 液 分離（ 水位 変 化） ・対向 流

臨界 流モ デ ル

二相流体の流動モデ ル

沸騰・ボ イド 率 変化，気液 分離（ 水位変 化 ）・対 向流 ，三次 元効 果冷却 材放 出（ 臨 界流・ 差圧 流 ）解析 モデ ル

入力 値に 含 まれ る。
各系統の設計条件に基づく原子炉圧力と注水流量の関係を使用しており，実機設備仕様に対して注水流量を少なめに与え，燃料被覆管温度を高め に評 価 する 。

運転操作 は シュ ラウ ド外 水 位（ 原子 炉 水 位計 ）に 基 づく 操作 であることか ら ，運 転員 等操 作 時間 に与 え る 影響 は原 子 炉圧 力容 器の分類にて 示 す。

TBL， ROSA-Ⅲ，FIST-ABWR の 実験 解析 にお いて，
二相水位変化は，解析結果に重畳する水位振動
成分を除いて，実験結果とおおむね同等の結果が得られている。低圧代替注水系の注水による燃料棒冷却（蒸気単相冷却又は噴霧流冷却）の不確 かさ は ＋20℃～ ＋40℃ 程度 であ る 。
また，原子 炉 圧力 の評 価 にお いて，ROSA-Ⅲで は，
2MPa よ り 低い 圧力 で系 統 的に 圧力 低 下を 早め に予測する傾向を呈しており，解析上，低圧注水
系の起動タイミングを早める可能性が示される。しかし，実験で圧力低下が遅れた理由は，
水面上に露出した上部支持格子等の構造材の温度が燃料被覆管からの輻射や過熱蒸気により上昇し ，LPCS ス プレ イの 液 滴で 冷却 さ れた 際に 蒸気が発生したためであり，低圧代替注水系を注水手段として用いる本事故シーケンスでは考慮する必要のない不確かさである。このため，燃料被覆管温度に大きな影響を及ぼす低圧代替注
水系の注水タイミングに特段の差異を生じる可能性 はな い と考 えら れる 。
下部プレナムの二相水位を除き，ダウンカマの二相水位（シュラウド外水位）に関する不確かさを取り扱う。シュラウド外水位については，
燃料被覆管温度及び運転員操作のどちらに対しても二相水位及びこれを決定する二相流動モデ
ルの妥当性の有無は重要でなく，質量及び水頭のバランスだけて定まるコラプスト水位が取り扱えれば十分である。このため，特段の不確かさを 考慮 す る必 要は ない 。
TBL， ROSA-Ⅲ，FIST-ABWR の 実験 解析 にお いて，
圧力変化は実験結果とおおむね同等の解析結果が得られており，臨界流モデルに関して特段の不確 かさ を 考慮 する 必要 は ない 。
解析コー ド は， 原子 炉圧 力 変化 を適 切 に 評価 する こ とか ら， 運転
員等操作 時 間に 与え る影 響 は小 さい 。
破断口及 び 逃が し安 全弁 か らの 流出 は ， 圧力 容器 ノ ズル 又は ノズルに接続 す る配 管を 通過 し ，平 衡均 質 流 に達 する の に十 分な 長さであるこ と から ，管 入口 付 近の 非平 衡 の 影響 は無 視 でき ると 考えられ，平 衡 均質 臨界 流モ デ ルを 適用 可 能 であ 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 。

解析コー ド は， ダウ ンカ マ 部の 二相 水 位 変化 を適 切 に評 価す ることから， 運 転員 等操 作時 間 に与 える 影 響 は小 さい 。

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

不確 かさ

解析コードは，原子炉圧力変化を適切に評価することから，評価
項目 とな る パラ メー タに 与 える 影響は 小 さい 。
破断口及び逃がし安全弁からの流出は，圧力容器ノズル又はノズ
ルに接続する配管を通過し，平衡均質流に達するのに十分な長さであることから，管入口付近の非平衡の影響は無視できると考えられ ，平 衡 均質 臨界 流モ デ ルを 適用可 能 であ 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 。

解析コードは，ダウンカマ部の二相水位変化を適切に評価することか ら， 評 価項 目と なる パ ラメ ータに 与 える 影響 は 小さ い。

解析コードは，燃料被覆管温度に対して，解析結果に重畳する水位 振 動 に 伴 う 燃 料 棒 冷 却 の 不 確 か さ の 影 響 を 考 慮 す る と 20℃ ～40℃ 程 度 低 め に 評 価 す る 可 能 性 が あ る が ， 有 効 性 評 価 解 析 で は 原
子炉水位が燃料有効長頂部を下回ることがなく，炉心露出後の再冠水過程で現れる解析結果に重畳する水位振動成分を考慮する必要が ない た め， 評価 項目 と なる パラメ ー タに 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

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（ＳＡＦＥＲ）（2／2）

重要 現象

第 1-1 表

分類

炉心

格納 容器

添付 2.4.2.2-3

安全 系モ デ ル（格 納容 器ス
プレ イ）

格納 容器 モ デル（ 格納 容器の熱 水力 モ デル ）格納 容器 ベ ント

格納 容器 モ デル（ 格納 容器の熱 水力 モ デル ）安全 系モ デ ル（非 常用 炉心
冷却 系）

炉心 モデ ル（ 原子 炉出 力及び崩 壊熱 ）

解析 モデ ル

入力 値に 含 まれ る。
スプレイの水滴温度は短時間で雰囲気温度と平衡に至ることから伝熱モデルの不 確か さ はな い。
入力 値に 含 まれ る。
格納 容器 ベ ント につ いて は，設 計流 量に基づ いて 流 路面 積を 入力 値 とし て与 え，格納容器各領域間の流動と同様の計算
方法 が用 い られ てい る。

HDR 実 験解 析で は ，格納 容器 圧 力及 び雰
囲気 温度 に つい て，温度 成層 化 を含 めて
傾向 をよ く 再現 でき るこ と を確 認し た。
格納容器雰囲気温度を十数℃程度高めに，格納 容器 圧力 を 1 割 程度 高 めに 評価する 傾向 が 確認 した が，実験 体 系に 起因する もの と 考え られ ，実 機体 系 にお いてはこの種の不確かさは小さくなるものと考 えら れ る。また ，非 凝縮 性 ガス 濃度の挙 動に つ いて，解 析結 果が 測 定デ ータとよ く一 致 する こと を確 認 した 。
格納 容器 各 領域 間の 流動 ，構 造 材と の熱伝達及び内部熱伝導の不確かさにおいては ，CSTF 実 験解 析 では ， 格納 容 器雰
囲気温度及び非凝縮性ガス濃度の挙動につ いて ，解 析結 果 が測 定デ ー タと よく一致 する こ とを 確認 した 。

入力 値に 含 まれ る。
保守 的な 崩 壊熱 を入 力値 に 用い てお り，
解析 モデ ル の不 確か さの 影 響は ない 。
入力 値に 含 まれ る。
保守的な注水特性を入力値に用いており，解析モデルの不確かさの影響はな
い。

不確 かさ

「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 。

「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 コー ド は，HDR 実験 解 析に おい て区画 によ って 格 納容 器雰 囲気
温度 を十 数 ℃程 度， 格納 容 器圧 力を 1 割 程度 高め に 評価 する 傾向が確 認さ れ てい るが ，BWR の格 納 容器内の 区画 とは 異 なる 等，実験体系に起因するものと考えられ，実機体系においては不確かさが小さくなるものと推定され，全体としては格納容器圧力及び雰囲
気温度の傾向を適切に再現できていることから，評価項目となる
パラ メー タ に与 える 影響 は 小さ い。
また，格納容器各領域間の流動，構造材との熱伝達及び内部熱伝導の 不確 か さに おい ては ，CSTF 実 験解析 によ り格 納 容器 雰囲 気温度及び非凝縮性ガスの挙動は測定データと良く一致することを確認していることから，評価項目となるパラメータに与える影響は
小さ い。

「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 。

評価 項目 と なる パラ メータ に与 える 影 響

解析コー ド は，HDR 実験 解 析に おい て 区 画に よっ て 格納 容器 雰囲
気温度を 十 数℃ 程度 ，格 納 容器 圧力 を 1 割程 度高 め に評 価す る傾向が確認 さ れて いる が， BWR の 格納 容 器 内の 区画 と は異 なる 等，
実験体系 に 起因 する もの と 考え られ ， 実 機体 系に お いて は不 確か
さが小さ く なる もの と推 定 され ，全 体 と して は格 納 容器 圧力 及び雰囲気温 度 の傾 向を 適切 に 再現 でき て い るこ とか ら ，格 納容 器圧力及び雰 囲 気温 度を 操作 開 始の 起点 と し てい る常 設 低圧 代替 注水ポンプを 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 並 びに 格納 容器 圧 力及 び雰 囲 気 温度 を操 作 開始 の起 点としている 格 納容 器圧 力逃 が し装 置に よ る 格納 容器 減 圧及 び除 熱操
作に係る 運 転員 等操 作時 間 に与 える 影 響 は小 さい 。
また，格 納 容器 各領 域間 の 流動 ，構 造 材 との 熱伝 達 及び 内部 熱伝導の不確 か さに おい ては ，CSTF 実験 解 析 にお いて 格 納容 器雰 囲気
温度及び 非 凝縮 性ガ スの 挙 動は 測定 デ ー タと 良く 一 致す るこ とを確認して お り， その 差異 は 小さ いこ と か ら， 格納 容 器圧 力及 び雰
囲気温度 を 操作 開始 の起 点 とし てい る 常 設低 圧代 替 注水 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 冷却並びに格 納 容器 圧力 及び 雰 囲気 温度 を 操 作開 始の 起 点と して いる
格納容器 圧 力逃 がし 装置 に よる 格納 容 器 減圧 及び 除 熱操 作に 係る
運転員等 操 作時 間に 与え る 影響 は小 さ い 。
「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 。

「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 。

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

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（ＭＡＡＰ）

スプ レイ 冷 却

気液界面の熱伝達

構造材との熱伝達及び内部熱伝導格納容器各領域
間の 流動

ECCS 注 水 （ 給 水系・代 替注 水 設備
含む ）

崩壊 熱

重要 現象

第 1-2 表

原子 炉
圧力容器

初期条件

添付 2.4.2.2-4
定格流量の約 86％～約 104％（実績値）

装荷 炉心 ご と48,300t／h（定 格流 量（100％ 流量 ））９×９ 燃 料(Ａ型 )原子 炉水 位

44.0kW／ m

ANSI/ANS-5.1-1979
燃焼度 33GWd／ t

原子 炉停 止 後の崩壊 熱料

燃料 棒最 大線出 力密 度

燃燃焼 度
33GWd／t 以下（実 績値 ）

約 33 kW／ m～
約 41kW／m（実 績値 ）

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 ）

通常 運転 水 位
（セ パレ ー タス カー
ト下 端か ら ＋126cm）

炉心 流量

約 6.91MPa[gage]～
約 6.94MPa[gage]（実 績値 ）

6.93MPa[gage]

約 3,279MW～
約 3,293MW（実 績値 ）

最確 条件

原子 炉圧 力(圧力 容 器ド ーム 部)

解析 条件

解析 条件 の 不確 かさ

3,293MW目

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 。こ のた 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(1 ヶ 月 )を考慮した運転期間に対応する燃焼度を設 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
初期の燃料棒線出力密度が大きい
方が燃料被覆管温度に対して厳しい設 定と な る
この ため ，保 安規 定 の運転上 の 制限にお ける 上 限値 を設 定

定格 流量 を 設定

通常 運転 水 位を 設定

定格 圧力 を 設定

定格 熱出 力 を設 定

条件 設定 の 考え 方

最 確 条 件 と し た 場 合 には ， 解 析 条 件 で 設 定 し て い る 燃料
棒 線 出 力 密 度 よ り も 小さ く な る た め ， 燃 料 被 覆 管 温 度の上 昇 が 緩 和 さ れ る が ，事 象 初 期 の 原 子 炉 注 水 は 原 子 炉隔
離 時 冷 却 系 及 び 高 圧 炉心 ス プ レ イ 系 の 自 動 起 動 に よ り確
保 さ れ ， 燃 料 被 覆 管 温度 を 操 作 開 始 の 起 点 と す 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 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 ， 原子 炉 か ら サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ールに 流 出 す る 蒸 気 量 が 減少 す る こ と で ， 原 子 炉 水 位 の 低下
は 遅 く な る が ， 事 象 初期 の 原 子 炉 注 水 は 原 子 炉 隔 離 時冷
却 系 及 び 高 圧 炉 心 ス プレ イ 系 の 自 動 起 動 に よ り 確 保 される こ と か ら ， 運 転 員 等操 作 時 間 に 与 え る 影 響 は な い 。また ， 同 様 に 格 納 容 器 圧力 及 び 雰 囲 気 温 度 並 び に サ プ レッシ ョ ン ・ プ ー ル 水 位 及び サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 水 温度の 上 昇 が 遅 く な り ， これ ら の パ ラ メ ー タ を 操 作 開 始 の起点と する 運 転員 等操 作の 開 始時 間は 遅 く なる 。

最 確 条 件 と し た 場 合 には 最 大 線 出 力 密 度 及 び 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 及 び 評 価 項目 と な る パ ラ メ ー タ に 与 え る 影響
は ， 最 大 線 出 力 密 度 及び 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 ， ゆ ら ぎ に よ り 解 析 条 件 に 対して 変 動 を 与 え う る が ，事 象 初 期 に お い て 主 蒸 気 隔 離 弁が閉 止 し ， 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 与 え る 影響 は 小 さ 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 ，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 ， 解 析 条 件 で 設 定した 通 常 運 転 水 位 か ら 高圧 炉 心 ス プ レ イ 系 等 の 自 動 起 動信号 が 発 信 す る 原 子 炉 水位 異 常 低 下 （ レ ベ ル ２ ） ま で の原子 炉 水 位 の 低 下 量 は約 2m 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 与 え る影 響 は 小 さ 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 ， 炉 心 流 量 の 運 転 範 囲 に お いて解 析 条 件 か ら 変 動 し うる が ， 事 象 初 期 に お い て 原 子 炉がス ク ラ ム す る と と も に， 再 循 環 ポ ン プ が ト リ ッ プ 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 ない 。
最 確 条 件 と し た 場 合 に は ， ９ ×９ 燃 料 (Ａ 型 )及 び ９ ×９
燃 料 (Ｂ 型 )の 混 在 炉 心 又 は それ ぞ れ 型 式 の 単 独 炉 心 となる 場 合 が あ る が ， 両 型式 の 燃 料 の 特 性 は ほ ぼ 同 等 で ある
こ と か ら ， 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 はな い 。

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

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，燃料 か らの発熱 が 小 さく なり ，原 子 炉から サプ レ ッシ ョン・プ ー ルに流出 す る蒸 気量 が減 少 すること で，原子 炉水 位 の低 下は緩和 さ れる。また，同 様に 格
納容 器圧 力 及び 雰囲 気並 び にサ プレ ッ シ ョン・プ ール 水 位
及び サプ レ ッシ ョン・プ ー ル水温度 の 上昇 は遅 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。

最確条件は解析条件で設定している燃料棒線出力密度よりも 小さ く なる 。こ のた め ，燃料被 覆 管温 度上 昇が 緩 和される 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。た だし ，お お むね炉心 部 の冠 水が 維持 さ れる
本事 故シ ー ケン スで は， こ の影 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，事象 初 期におい て 主蒸 気隔 離弁 が 閉止
し，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 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 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，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，解 析 条件 で設 定し た 通常
運転水位から高圧炉心スプレイ系等の自動起動信号が発信す る原 子 炉水 位異 常低 下（レベル ２ ）ま での 原子 炉 水位の低 下量 は 約 2m 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 な い。
最確 条件 と した 場合 には ，炉心流量 の 運転 範囲 にお い て解析条 件か ら 変動 しう るが ，事象初期 に おい て原 子炉 が スク
ラム する と とも に，再循 環 ポンプが ト リ ップ 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 ない 。
最確 条件 と した 場合 には ，９×９ 燃料 (Ａ 型)及 び ９×９燃
料 (Ｂ 型 )の 混 在 炉 心 又 は そ れ ぞ れ 型 式 の 単 独 炉 心 と な る
場合 があ る が，両型 式の 燃 料の特性 は ほぼ 同等 であ る ことから ，炉 心冷 却 性に 大き な 差は無く ，評価 項目 とな る パラ
メー タに 与 える 影響 はな い 。

最確条件とした場合には最大線出力密度及び原子炉停止
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 及 び評 価項 目と な るパ ラメ ー タ に与 える 影 響は ，
最大 線出 力 密度 及び 原子 炉 停止 後の 崩 壊 熱に て説 明 する 。

評価 項目 と なる パラメー タ に与 える 影 響

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（1／5）

原子 炉熱 出 力

項

第2表

初期条件

添付 2.4.2.2-5

空間 部： 4,100m ３
液相 部： 3,300m ３

格納 容器 体 積
（ウ ェッ ト ウェ ル）

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 ）
（設 計値 ）

32℃

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 ）

35℃

サプ レッ シ ョン ・プー ル水 温 度

ベン ト管
真空 破壊 装 置
作動 差圧

外部 水源 の 水温

35℃ 以下

約 15℃ ～約 32℃（実 績値 ）

6.983m（通 常運 転 水位
-4.7cm）

サプ レッ シ ョン ・プー ル水 位
7.000m～ 7.070m（実 績値 ）

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

空間 部：
約 4,092m ３ ～約 4,058m ３
液相 部：
約 3,308m ３ ～約 3,342m ３（実 績値 ）

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 ，年 間の 気象 条 件変化を 包 含する高 めの 水 温を 設定

設計 値を 設 定

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

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

設計 値を 設 定

5,700m ３（設 計値 ）

5,700m ３

格納 容器 体 積
（ド ライ ウ ェル ）最 確 条 件 と し た 場 合 には ， 解 析 条 件 で 設 定 し て い る 水温
よ り も お お む ね 低 く なり ， 格 納 容 器 ス プ レ イ に よ る 圧力
抑 制 効 果 が 高 ま る こ とか ら ， 同 等 の 効 果 を 得 る た め に必要 と な る ス プ レ イ 水 量が 少 な く な り ， 外 部 水 源 を 用 いた
格 納 容 器 ス プ レ イ に 伴う サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 水 位の上 昇 が 緩 和 さ れ る こ とか ら ， サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル水
位を 操作 開 始の 起点 とす る 操作 の開 始 は 遅く なる 。

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 ，ド ラ イ ウ ェ ル 雰 囲 気 温 度 は ， 格納
容 器 ス プ レ イ の 実 施 に伴 い 飽 和 温 度 と な る こ と か ら ，初期 温 度 の ゆ ら ぎ 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 。
解 析 条 件 は 最 確 条 件 と同 等 で あ る こ と か ら ， 事 象 進 展に
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 ， 格 納 容 器 体 積 （ ウ ェ ッ ト ウェル ） の 液 相 部 の 運 転 範囲 に お い て 解 析 条 件 よ り 高 め の水
位 と な る が ， ゆ ら ぎ の幅 は 非 常 に 小 さ い 。 例 え ば ， サプ
レッ シ ョン ・ プ ール の 水量 は 3,300m ３ で ある の に対 し ，
ゆら ぎに よ る水 量変 化は 約 42m ３ であ り，その 割合 は 初期
保 有 水 量の 1.3％ 程 度 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 には ， サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 水位の 運 転 範 囲 に お い て 解析 条 件 よ り 高 め の 水 位 と な る が，
ゆ ら ぎ の 幅 は 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 3,300m ３ であ るの に対し， ゆら ぎ （0.087m）に よ る水 量変 化 は 約 42m ３ で あ り，
そ の 割 合 は 初 期 保 有 水 量の 1.3％ 程 度 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 く ， 運 転 員等
操作 時間 に 与え る影 響は 小 さい 。
最 確 条 件 は 解 析 条 件 で設 定 し て い る 水 温 よ り も お お むね
低 く な る た め ， サ プ レッ シ ョ ン ・ プ ー ル で の 圧 力 抑 制効
果が 高ま り 格納 容器 圧力 の 上昇 は緩 和 さ れる 。この た め，
格 納 容 器 圧 力 を 操 作 開始 の 起 点 と す る 運 転 員 等 操 作 の開始は 遅く な る。
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 ，運 転員 等操 作 時間 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

57℃

最 確 条 件 は 解 析 条 件 で設 定 し て い る 格 納 容 器 初 期 圧 力より も 小 さ く な る 。 こ のた め ， 格 納 容 器 圧 力 が 低 め に 推移
す る こ と か ら ， 格 納 容器 圧 力 を 操 作 開 始 の 起 点 と す る運
転員 等操 作 の開 始時 間は 遅 くな る。

運転 員等 操 作時 間に 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

条件 設定 の 考え 方

約 25℃ ～約 58℃（実 績値 ）

約 2.2kPa[gage]～
約 4.7kPa[gage]（実 績値 ）

最確 条件

ドラ イウ ェ ル
雰囲 気温 度

解析 条件

解析 条件 の 不確 かさ

5kPa[gage]

目

最確 条件 と した 場合 には ，解析条件 で 設定 して いる 水 温よりも おお む ね低 くな り，格 納容器ス プ レイ によ る圧 力 抑制
効果 が高 ま るが ，格 納容 器 最高使用 圧 力に 到達 した 時 点で格納 容器 ベ ント を実 施す る マネ ジメ ン ト に変 わり は なく ，格納容器圧力の最大値はおおむね格納容器ベント時の圧力で 決定 さ れる ため ，評 価 項目とな る パラ メー タに 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。

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，ドラ イ ウェル雰 囲 気 温度 は，格納 容 器
スプ レイ の 実施 に伴 い飽 和 温度 とな る こ とか ら，初期 温 度のゆ らぎ 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 。
解析 条件 は 最確 条件 と同 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
最確 条件 と した 場合 には ，格 納容 器体 積（ ウェ ット ウ ェル）の液相部の運転範囲において解析条件より高めの水位となる が，ゆら ぎの 幅 は非 常に小さ い。例え ば，サ プ レッ ション・プ ール の水 量は 3,300m３ で ある の に 対し，ゆ らぎ による 水量 変 化は 約 42m ３ で あり ，そ の 割合 は初 期保 有 水量の 1.3％程 度と 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 。
最確 条件 と した 場合 には ，サプレッ シ ョ ン・プー ル水 位 の
運転 範囲 に おい て解 析条 件 より 高め の 水 位と なる が，ゆ ら
ぎの 幅は 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 3,300m ３ であ るの に対 し ，ゆらぎ （0.087m） によ る水 量 変化 は約 42m ３ であ り， そ の割合は 初期 保 有水 量の 1.3％ 程 度と 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。
最確条件は解析条件で設定している水温よりもおおむね低く なる た め，サプ レッ シ ョン・プ ー ルで の圧 力抑 制 効果
が高 まり 格 納容 器圧 力の 上 昇は 緩和 さ れ る。この ため ，評
価項 目と な るパ ラメ ータ に 対す る余 裕 は 大き くな る 。

最確条件は解析条件で設定している格納容器初期圧力よりも 小さ く なる 。こ のた め ，格納容 器 圧力 が低 めに 推 移す
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 。

評価 項目 と なる パラメー タ に与 える 影 響

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（2／5）

格納 容器 圧 力

項

第2表

初期条件

事故条件

重大 事故 等 対策 に関連 する 機 器条 件

添付 2.4.2.2-6

原子 炉水 位 低
(レベ ル ３)信号（遅 れ時 間 1.05 秒 ）原子 炉水 位 異常 低下（レ ベル ２ ）信 号
で閉 止

原子 炉水 位 低
(レベ ル ３)信号（遅 れ時 間 1.05 秒 ）原子 炉水 位 異常 低下（レ ベル ２ ）信 号
で閉 止

原子 炉水 位 異常 低下（レ ベル ２ ）信 号
で全 台ト リ ップ

原子 炉ス ク ラム

主蒸 気隔 離 弁

ＡＴ ＷＳ 緩 和設 備
（代 替原 子 炉再 循環
ポン プト リ ップ 機能 ）原子 炉水 位 異常 低下（レ ベル ２ ）信 号
で全 台ト リ ップ－

外部 電源 あ り

外部 電源

－

－

崩壊 熱除 去 機能 喪失

給水 流量 の 全喪 失起因 事象

約 8,600m ３ 以 上（西 側淡 水 貯水 設備＋代 替淡 水 貯槽 ）
約 1,010kL 以上（軽 油貯 蔵 タン ク＋
可搬 型設 備 用軽 油タ
ンク ）

最確 条件

安全 機能 の 喪失に対 する 仮 定

約 1,010kL

燃料 の容 量解析 条件

解析 条件 の 不確 かさ

約 8,600m ３目

外部電源がない場合でも，非常用母線は非常用ディーゼル発電機等から自動的に受電され，また，常設
低圧 代替 注 水ポ ンプ を用 い た低 圧代 替 注 水系（ 常設 ）の起動準備操作は，外部電源がない場合も考慮して設定していることから，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
展に影響はなく，運転員等操作時間に与える影響はない 。

設計 値を 設 定

設計 値を 設 定－

管理 値下 限 の容 量と して 事 象発 生か ら 7 日間 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。
管理 値下 限 の容 量と して 事 象発 生か ら 7 日間 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。

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

原子 炉ス ク ラム が原 子炉 水 位低（レ ベ ル ３）
信号 にて 発 生し ，再 循 環ポ ンプ トリ ッ プ は，
原子炉水位異常低下（レベル２）信号にて発信するため，原子炉水位の低下が大きくなり，事象発生後の状況判断における余裕
時間 の観 点 で厳 くな る外 部 電源 あり を 設 定
設計 値を 設 定

残留 熱除 去 系の 故障 によ る 崩壊 熱除 去 機 能の喪 失を 設 定

運転時の異常な過渡変化の中で，原子炉水位の急速な低下に伴い，原子炉スクラム，
主蒸気隔離弁の閉止等が発生するため，事象発生後の状況判断における余裕時間の観点で 厳し い 給水 流量 の全 喪 失を 設定

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

西側淡水貯水設備及び代替淡水貯槽の管理
下限 値を 設 定

条件 設定 の考え 方

解析 条件 と 最確 条件 は同 様 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 。

解析 条件 と 最確 条件 は同 様 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 。

解析 条件 と 最確 条件 は同 様 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 。

外部 電源 が ない 場合 は，外部 電源 喪 失に 伴 い原 子炉 ス
クラ ム，再循 環 ポン プトリッ プ 等が 発生 する ため ，外部電源がある場合と比較して原子炉水位の低下は緩和さ 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 。

－

－

－

評価 項目 と なるパラ メー タ に与 える 影 響

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（3／5）

外部 水源 の 容量

項第2表

重大 事故 等 対策 に関連 する 機 器条 件

添付 2.4.2.2-7

目

高圧 炉心
スプ レイ 系

・注 水流 量 ：0m ３ ／h～1,419m ３ ／h
・注 水圧 力 ：0MPa[dif]～
7.65MPa[dif]原子炉水位異常低下（レ ベル ２ ）信 号に て
自動 起動

・注 水流 量 ：136.7m ３ ／h・ 注 水 圧 力 ：1.04MPa[gage] ～ 7.86
[gage]（原 子炉 手 動減 圧操
作時 ）逃が し安 全 弁（ 自動 減圧機 能） 7 弁を 開放 す
ることによる原子炉
減圧
原子炉水位異常低下（レ ベル ２ ）信 号に て
自動 起動

（原 子炉 圧 力制 御時 ）安全 弁機 能7.79MPa[gage]～
8.31MPa[gage]385.2t／ h／ 個～
410.6t／ h／ 個

解析 条件

・注 水流 量 ：0m ３ ／h～1,419m ３ ／h
以上
・注 水圧 力 ：0MPa[dif]～
7.65MPa[dif]・注 水流 量 ：136.7m ３ ／h
・注 水圧 力 ：1.04MPa[gage]～ 7.86
[gage]
原子炉水位異常低下（レ ベル ２）信 号に て
自動 起動

（原 子炉 手 動減 圧操
作時 ）逃が し安 全 弁（ 自動 減圧機 能） 7 弁 を 開放 す
ることによる原子炉
減圧
原子炉水位異常低下（レ ベル ２）信 号に て
自動 起動

（原 子炉 圧 力制 御時 ）安全 弁機 能7.79MPa[gage]～
8.31MPa[gage]385.2t／ h／ 個～
410.6t／ h／ 個
（設 計値 ）

最確 条件

解析 条件 の 不確 かさ

設計 値を 設 定。原 子炉 水位の 観点 で厳し い設 定 とし て，最 小流量 特性 を設定

設計 値を 設 定。原 子炉 隔離時 冷却 系
は，タ ービ ン 回転 数制 御によ り原 子
炉圧力に依らず一定の流量にて注水す る設 計 とな って いる 。

設計 値を 設 定
なお，安全 弁 機能 は逃 がし弁 機能 に比べて原子炉圧力が高めに維持され，原 子炉 減 圧操 作時 に原子 炉圧 力が所定の圧力に到達するまでの時
間が 遅く な るた め，事 象発生 初期 において高圧注水機能が喪失し低圧
注水機能を用いて原子炉注水を実施す る事 故 シー ケン スに お いて は，
評価項目に対して厳しい条件となる
逃がし安全弁の設計値に基づく原
子炉圧力と蒸気流量の関係から設定

条件 設定 の 考え 方

最 確 条 件 と し た 場 合 ，お お む ね 注 水 開 始 後 の 原 子 炉 水位の 回 復 が 早 く な り ， 原子 炉 水 位 の 維 持 操 作 の 開 始 が 早くな る が ， 原 子 炉 水 位 回復 ま で の 期 間 は 原 子 炉 水 位 を 継続
監 視 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 。

解 析 条 件 と 最 確 条 件 は同 様 で あ る こ と か ら ， 事 象 進 展に
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 は 最 確 条 件 と同 等 で あ る こ と か ら ， 事 象 進 展に
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 は 最 確 条 件 と同 等 で あ る こ と か ら ， 事 象 進 展に
影響 はな く ，運 転員 等操 作 時間 に与 え る 影響 はな い 。

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

最確 条件 と した 場合 ，お お むね注水 開 始後 の原 子炉 水 位の回復 が早 く なり ，炉 心の 再 冠水が早 ま 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 。

解析 条件 と 最確 条件 は同 様 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。

解析 条件 は 最確 条件 と同 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。

解析 条件 は 最確 条件 と同 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。
なお ，本 事故 シ ーケ ンス に おいては ，高圧 注水 機能 で ある
高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔離時冷却系が自動起動
する こと か ら，逃が し弁 機 能に期待 し た場 合で も評 価 項目とな るパ ラ メー タに 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

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（4／5）

原子 炉隔 離 時冷 却系

逃が し安 全 弁

項

第2表

重大 事故 等 対策 に関連 する 機 器条 件

添付 2.4.2.2-8目

スプ レイ 流 量：102m ３ ／h～ 130m ３ ／h

排気 流量 ：13.4kg／ s
以上（格 納容 器 圧力
310kPa[gage]にお いて ）

スプ レイ 流 量：130m ３ ／h（ 一 定）

排気 流量 ：13.4kg／ s（格 納容 器 圧力
310kPa[gage]にお いて ）

格納 容器 圧 力逃 がし装置（原子炉注水と格納
容器 スプ レ イ併 用時 ）・注 水 流量：230m ３ ／ h（原子炉注水と格納
容器 スプ レ イ併 用時 ）・注 水流 量：230m ３ ／h
以上

（原 子炉 注 水単 独時 ）（2 台 ）
・注 水流 量 ：0m ３ ／h～378m ３ ／ h
以上
・注 水圧 力 ：0MPa[dif]～
2.38MPa[dif]（原 子炉 注 水単 独時 ）（2 台 ）
・注 水流 量 ：0m ３ ／h～378m ３ ／ h

・注 水圧 力 ：0MPa[dif]～
2.38MPa[dif]

最確 条件

解析 条件

解析 条件 の 不確 かさ

サプ レッ シ ョン・プー ル水位 の上 昇
が早 くな り，格納 容器 圧力逃 がし 装
置による格納容器減圧及び除熱までの操作時間余裕の観点で厳しい条件 とし て，運転 手順 の流量 調整 範
囲 （ 102m ３ ／ h～ 130m ３ ／ h） に お け
る上 限を 設 定
格納容器減圧特性の観点で厳しい設定 とし て，設備 設計 上の最 低要 求
値で ある 最 小流 量特 性を 設 定

設計 に基 づ き，併 用時 の注入 先圧 力
系統圧損を考慮しても確保可能な流量 を設 定炉心冷却性の観点で厳しい設定として，設備 設 計上 の最 低要求 値で ある最 小流 量 特性 を設 定

条件 設定 の 考え 方

最 確 条 件 と し た 場 合 には ， 格 納 容 器 ベ ン ト 後 の 格 納 容器
圧 力 の 低 下 が 早 く な るが ， 格 納 容 器 ベ ン ト 後 に 格 納 容器
圧 力 を 操 作 開 始 の 起 点と す る 操 作 は な い た め ， 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 ，サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 水 位 の上
昇 が 緩 和 さ れ る こ と から ， サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 水位を操 作開 始 の起 点と する 操 作の 開始 は 遅 くな る。

最 確 条 件 と し た 場 合 ，お お む ね 注 水 開 始 後 の 原 子 炉 水位の 回 復 が 早 く な り ， 炉心 冠 水 後 の 原 子 炉 水 位 の 維 持 操作の 開 始 が 早 く な る が ，原 子 炉 減 圧 か ら 水 位 回 復 ま で の原子 炉 水 位 を 継 続 監 視 して い る 期 間 の 流 量 調 整 操 作 で ある
ため ，運 転 員等 操作 時間 に 与え る影 響 は ない 。

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

スプ レイ 流 量は ，格 納容 器 圧力の上 昇 を抑 制可 能な 範 囲で調整 し ，ま た ，代替 格納 容 器スプレ イ 冷 却系（ 常設 ）の 停止後に格納容器最高使用圧力に到達した時点で格納容器
ベン トを 実 施す る運 転員 等 操作 に変 わ り はな く，格納 容 器
圧力の最大値はおおむね格納容器ベント時の圧力で決定され るた め，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 と した 場合 には ，格納容器 ベ ント 後の 格納 容 器圧力の 低下 が 早く なる が，格 納容器最 高 使用 圧力 に到 達 した時点で格納容器ベントを実施するマネジメントに変わり
はな く，格納 容 器圧 力の 最 大値はお お むね 格納 容器 ベ ント
時の 圧力 で 決定 され るた め ，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 と した 場合 ，お お むね注水 開 始後 の原 子炉 水 位の回復 が早 く なり ，炉 心の 再 冠水が早 ま 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。

評価 項目 と なる パラメー タ に与 える 影 響

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（5／5）

代替 格納 容 器ス プレ
イ冷 却系 （ 常設 ）低圧 代替 注 水系
（常 設）

項

第2表

操作条件

添付 2.4.2.2-9

目

常設低圧代
替注水ポン
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

逃がし安全
弁（ 自動 減 圧
機能 ）の 手 動
による原子
炉減圧操作
（常設低圧
代替注水ポ
ンプを用い
た低圧代替
注水系（常
設）によ る 原子炉 注水 ）

項

第3表

格 納容 器 圧力
279kPa[gage]
到達 時

サ プレ ッ ショ
ン ・プ ー ル水
温 度 65 ℃ 到
達時

解析 上の
操作 開始 条 件

運転 手 順に 基 づき
格納 容 器ベ ン ト実
施基 準 であ る 格納容器 最 高使 用 圧力（310kPa[gage]）に対 す る余 裕 を考
慮し 設定

運転 手 順に 基 づき
サプ レ ッシ ョ ン・プー ル 熱容 量 制限
を踏 まえ て 設定

条件 設定 の考え 方
【認 知】
事故 時の 重 要監 視パ ラメ ー タと して サ プ レッ ション・プー ル 水温 を継 続 監視 してお り，また，逃 がし 安全 弁（ 自動 減 圧 機能）の手動 によ る 原子 炉減 圧操 作 の操作 実施 基 準（ サプ レッ シ ョン・プ ー ル水 温度 65℃ ）に 到達 す るの は事 象発 生
約 2 時間 後 であ り ，比 較的 緩 やか なパ ラ メー タ変化 であ るこ とか ら ，認知 遅れが操 作開 始 時間 に影 響を 及 ぼす 可能 性 は 非常 に小さ い。
【要 員配 置 】
中央 制御 室 での 操作 のみ で あり ，当 直運 転員 は中央 制御 室に 常駐 し てい るこ とから ，要 員 配置 が操 作開 始 時間 に与 え る 影響 はない 。
【移 動】
中央 制御 室 内で の操 作の み であ り， 移 動 が操 作開始 時間 に与 える 影 響は ない 。
【操 作所 要 時間 】
逃が し安 全 弁（ 自 動減 圧機 能 ）の手 動操 作に よる原 子炉 減圧 とし て 余裕 時間 を含めて 1 分 を設 定し てい る。中 央制 御室 の制 御盤の スイ ッチ によ る 簡易 な操 作
であ り ，操 作所 要 時間 が長 く なる 可能 性 は非 常に低 く，操 作所 要時 間 が操 作開
始時 間に 影 響を 及ぼ す可 能 性は 非常 に 小 さい 。
【他 の並 列 操作 有無 】
他の 並列 操 作は なく ，他 の 並列 操作 が 操 作開 始時間 に与 える 影響 は ない 。
【操 作の 確 実さ 】
中央 制御 室 の制 御盤 のス イ ッチ によ る 簡 易な 操作で あり，誤 操作 は起 こ りに く
いこ とか ら ，誤 操作 等が 操 作開 始時 間 に 影響 を及ぼ す可 能性 は非 常 に小 さい 。
【認 知】
事 故 時 に は 重 要 監 視 パ ラ メ ー タ で あ る 格 納 容 器圧 力 を 継 続 監 視 し て お り ， また，格納 容 器ス プレ イの 操 作実 施基 準（格 納容 器圧 力 279kPa[gage]）に 到達 するの は事 象 発生約 13 時 間後 で あり ，比 較的 緩やか なパ ラメ ータ 変 化で ある ことか ら， 認 知遅 れが 操作 開 始時 間に 影 響 を及 ぼす可 能性 は非 常に 小 さい 。
【要 員配 置 】
中央 制御 室 での 操作 のみ で あり ，当 直運 転員 は中央 制御 室に 常駐 し てい るこ とから ，要 員 配置 が操 作開 始 時間 に与 え る 影響 はない 。
【移 動】
中央 制御 室 内で の操 作の み であ り， 移 動 が操 作開始 時間 に与 える 影 響は ない 。
【操 作所 要 時間 】
中央 制御 室 の制 御盤 のス イ ッチ によ る 簡 易な もので あり，緩 やか な圧 力 上昇 に対し て操 作 所要 時間 は十 分 に短 いた め，操作 所要時 間が 操作 開始 時 間に 影響 を及ぼ す可 能 性は 非常 に小 さ い。
【他 の並 列 操作 有無 】
原子 炉水 位 の調 整操 作を 並 列し て実 施 す る場 合があ るが，同 一の 制御 盤 によ る
対 応 が 可 能 で あ る こ と か ら ， 他 の 並 列 操 作 が 操作 開 始 時 間 に 与 え る 影 響 は ない。 また ， 代替 格納 容器 ス プレ イ冷 却 系 （常 設）は ，低 圧代 替注 水 系（ 常設 ）とポ ンプ 等 を共 用し てい る が，原子 炉注 水と 格納容 器ス プレ イの 流 量を 同時 に確保 可能 な ポン プ容 量を 備 えて いる た め ，原子 炉注水 と格 納 容器 スプ レ イの 同
時運 用が 可 能で ある 。
【操 作の 確 実さ 】
中央 制御 室 の制 御盤 のス イ ッチ によ る 簡 易な 操作で あり，誤 操作 は起 こ りに く
いこ とか ら ，誤 操作 等が 操 作開 始時 間 に 影響 を及ぼ す可 能性 は非 常 に小 さい 。

操作 不確 か さ要 因

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 に 与え る
影響 はな い 。
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 間が 遅
くな る場 合 でも ，パ ラ
メータが操作実施基準に到達した時点で開始することで同等の効 果が 得 られ ，有 効性評価解析における格納容器圧力の最大値に変わりがないことか ら，操作 開 始が 遅くなることにより評
価項目となるパラメータに与える影響はない 。

左記のとおり操作不確かさ要因により操
作開始時間に与える影響は小さいことから，実態 の 操作 開始 時
間は解析上の設定とほぼ 同等 で ある 。
本操 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
間は遅くなる可能性があ るが ，他の 操作 との重複もないことから，この 他 の操 作に 与える 影響 は ない 。

左記のとおり操作不確かさ要因により操
作開始時間に与える影響は小さいことから，実態 の 操作 開始 時
間は解析上の設定とほぼ 同等 で ある 。
本操 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
間は遅くなる可能性があ るが ，並列 して 実施する場合がある原
子炉水位の調整操作とは同一の制御盤による対応が可能であるこ とか ら ，こ の他 の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 に 与え る
影響 はな い 。
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 間が 遅
くな る場 合 でも ，パ ラ
メータが操作実施基準に到達した時点で開始することで同等の効 果が 得 られ ，事 象
進展に変わりがない
こと から ，操 作 開始 が遅くなることにより評価項目となるパラ
メータに与える影響
はな い。

運転 員等 操 作時 間に与え る影 響常設低圧代替注水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 作は ，事 象
発生 の 約 13 時 間後 に実施 する も ので あり ，
準備時間が確保できるこ とか ら ，時 間余 裕があ る。

少なくとも原子炉隔
離時冷却系による注
水継続が可能な時間内に実施することで炉心損傷を回避する
こと が可 能 であ り，事象発生から少なくとも 8 時間 程 度の 操作 時
間余裕が確保されている 。な お ，高 圧炉 心
スプレイ系による原子炉注水を継続する
こと も可 能 であ り，この場合には更に余裕があ る。

操作 時間 余裕中央制御室における操作のため，シミュレータ（模擬操作含む。）にて訓練を取得。訓練
では，格納容器圧
力 279kPa[gage]到
達時に，常設低圧
代替注水ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（常設）を実施，
スプレイ操作は約4 分。想定 し てい る
範囲内で意図している運転操作が実施可能なことを確認し た。

中央制御室における操作のため，シミュレータ（模擬操作含む。）にて訓練実績を取得。
訓練での操作時間
は約 1 分 。 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 。

訓練 実績 等操作条件が要員の配置による他の操作，評価項目となるパラメータ及び操作時間余裕に与える影響（1／3）

操作条件

添付 2.4.2.2-10

目

格納容器圧
力逃がし装
置による格
納容器減圧
及び除熱操
作（ サプ レ ッ
ショ ン・チ ェ
ンバ 側）

項

第3表

格納 容器 圧 力
310kPa[gage]
到達 時

解析 上の
操作 開始 条 件

運転手順に基づき，格納 容 器最 高使用圧力を踏まえて 設定

条件 設定 の考え 方
【認 知】
事故 時に は 重要 監視 パラ メ ータ であ る 格 納容 器圧力 を継 続監 視し て おり ，格 納
容器 ベン ト の操 作実 施基 準（格 納容 器 圧 力 310kPa[gage]）に 到達 する のは ，事象発 生の 約 28 時 間 後で あり ，比 較的 緩 や かな パラメ ータ 変化 であ る こと から ，
認知 遅れ が 操作 開始 時間 に 与え る影 響 は ない 。
【要 員配 置 】
中央 制御 室 での 操作 のみ で あり ，当 直運 転員 は中央 制御 室に 常駐 し てい るこ とから ，要 員 配置 が操 作開 始 時間 に与 え る 影響 はない 。
【移 動】
中央 制御 室 内で の操 作の み であ り， 移 動 が操 作開始 時間 に与 える 影 響は ない 。
【操 作所 要 時間 】
中央 制御 室 の制 御盤 のス イ ッチ によ る 簡 易な 操作で あり，緩 やか な圧 力 上昇 に
対し て十 分 に短 く，操作 所要 時 間が 操作 開始 時間に 影響 を及 ぼす 可 能性 は非 常に小 さい 。
【他 の並 列 操作 有無 】
原子 炉水 位 の調 整操 作を 並 列し て実 施 す る場 合があ るが，異 なる 当直 運 転員 による 対応 が 可能 であ るこ と から ，他 の並 列操 作が操 作開 始時 間に 与 える 影響 はない 。
【操 作の 確 実さ 】
中央 制御 室 での 操作 は，中央 制 御室 の制 御盤 のスイ ッチ によ る簡 易 な操 作で あり ，誤 操作 は起 こ りに くい こ とか ら ，誤 操作 等が操 作開 始時 間に 影 響を 及ぼ す可能 性は 非 常に 小さ い。
なお，中 央制 御室 で の操 作に 失 敗し た場 合は 現場で の操 作を 実施 す るこ とと してお り，操 作の 信頼 性を 向 上し てい る が，この 場合 ，75 分程 度 は操 作開 始時 間が遅 れる 可 能性 があ る。

操作 不確 か さ要 因

左記のとおり操作不確かさ要因により操
作開始時間に与える影響は小さいことから，実態 の操 作 開始 時
間は解析上の設定とほぼ 同等 で ある 。仮 に中央制御室での遠隔操作が失敗した場合
は，現場 操作 に て対 応する ため ，75 分 程度 操
作開始時間が遅れる
可能 性が あ る。
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 遅くなる可能性がある
が，並列 して 実 施す る場合がある原子炉水位の調整操作とは異なる当直運転員による対応が可能であること から ，こ の 他の 操作に与える影響はな
い 。な お ，遠 隔 操作 失敗時に現場操作にて対応 する 場 合に も，異なる要員により対応が可能であることから，この 他の 操 作に 与える 影響 は ない 。

運転 員等 操 作時 間に与え る影 響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 目に 与え る
影響 はな い 。仮 に中 央
制御室での遠隔操作が失 敗し た 場合 は，現場操作にて対応する
ため ，75 分 程度 操作 開始時間が遅れる可能性が ある 。 この 場合 ，格 納 容 器 圧 力 は310kPa［ gage］より 若
干上 昇し ，評価 項目 となるパラメータに影響を 及ぼ す が，この 場
合 で も 620kPa[gage]を十分に下回ることから ，格 納 容器 の健 全性の観点からは問題とな らな い 。

評価 項目 と なる
パラ メー タ に与え る影 響格納容器圧力逃がし装置による格納容器
減圧 及び 除 熱操 作は ，
事象 発生 の 約 28 時 間後に実施するものであり ，準 備 時間 が確 保
でき るこ と から ，時 間
余裕 があ る 。仮 に，中央制御室からの遠隔操作 に失 敗 し，現場 操
作にて格納容器圧力逃がし装置二次隔離
弁の開操作を実施す
る場 合に は ，格 納容 器
減圧及び除熱操作の開始 が遅 れ るこ とで ，格 納 容 器 圧 力 は0.31MPa[gage] か ら 上
昇す るが ，格納 容器 ス
プレイを停止した時
点の格納容器圧力約0.255MPa[gage] か ら
0.310MPa[gage] 到 達
まで の時 間 が約 1 時 間であることから外挿すると，0.31MPa[gage] か ら
0.62MPa[gage] に 到 達する まで に 5 時 間程 度の時 間余 裕 があ り，現場操作に要する時間
は 75 分 程 度で ある ことか ら，時 間余 裕が ある。

操作 時間 余裕中央制御室での操
作は，シミュレー
タ（模擬操作含む。）にて訓練実績を取得。訓練では，格納容器圧力の上昇傾向を監視
し ， 310kPa[gage]
到達時に，格納容器ベントを実施
し ，操 作時 間 は約 4分。想定している
範囲内で意図している運転操作が実施可能であることを確 認し た 。
また，ベント実施
時に遠隔操作に失敗した場合は現場操作にて対応するが，現場モックア
ップ等による訓練
実績では，移動時
間を 含め 約 66 分 で操作を実施できた。想定している
範囲内で意図している運転操作が実施可能であることを確 認し た 。

訓練 実績 等操作条件が要員の配置による他の操作，評価項目となるパラメータ及び操作時間余裕に与える影響（2／3）

添付 2.4.2.2-11

操
作
条
件

目

代替淡水貯
槽への補給
に用いる可
搬型代替注
水中型ポン
プへの燃料
給油 操作

代替淡水貯
槽への補給
操作

項

第3表

代 替淡 水 貯槽
へ の補 給 開始から 適宜

代 替淡 水 貯槽を 水源 と した
注 水の 開 始時
点

解析 上の
操作 開始 条 件

代替淡水貯槽への補 給は ，解析 条
件で はな い が，解析で想定している操作の成立や継続に必要な作
業で あり ，代替 淡水貯槽が枯渇しない よう に 設定
可搬型代替注水中型ポンプへの燃料 給油 は ，解 析
条件 では な いが ，解析で想定している操作の成立や継続に必要な作業 であ り ，燃 料が枯渇しないように 設定

条件 設定 の考え 方

可搬 型代 替 注水 中型 ポン プ の燃 料枯 渇 ま でに は約 210 分 の時 間余 裕 があ り，給油開 始ま で の準 備時 間 110 分（ タン ク ロ ーリ ーへの 給油 90 分及 び可 搬 型代 替
注水 中型 ポ ンプ への 給油 20 分） を 考慮 し ても ，十 分 な時 間余 裕が あ る。

代替 淡水 貯 槽の 枯渇 まで には 24 時 間以 上の 時間余 裕が あり ，補 給 開始 まで の準備 時間 180 分 を考 慮し て も， 十分 な 時 間余 裕があ る。

操作 不確 か さ要 因－－

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－－操作 時間 余裕

可搬型代替注水中型ポンプへの燃料
給油は所要時間110 分 のと ころ ，訓練実績等により約
98 分に 実施 可能 なこと を確 認 した 。

代替淡水貯槽への補給は所要時間
180 分 のと ころ ，訓練実績等により約
164 分 に 実 施 可 能
なことを確認した。

訓練 実績 等操作条件が要員の配置による他の操作，評価項目となるパラメータ及び操作時間余裕に与える影響（3／3）

添付資料 2.4.2.3
7 日間における水源の対応について（ 崩 壊 熱 除 去 機 能 喪 失 （ 残 留 熱 除 去 系 が 故 障 し た 場 合 ））1.

水源に関する評価①

淡水源（有効水量）
・代替淡水貯槽： 4,300m ３

・ 西 側 淡 水 貯 水 設 備 ： 4,300m ３

2.
①

水使用パターン
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
サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 水 温 が 65℃ に 到 達 す る 事 象 発 生 約 2 時
間後，代替淡水貯槽を水源とした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）による原子炉注水を実施する。
炉心冠水後は，原子炉水位高（レベル８）設定点から原子炉水位低（レベル３）設定点の範囲で注水する。

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
格 納 容 器 圧 力 が 279kPa[gage]に 到 達 す る 事 象 発 生 約 13 時 間 後 ，
代替淡水貯槽を水源とした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を実施する。
サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 水 位 が 通 常 水 位 ＋ 6.5m に 到 達 後 ， 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を停止する。
添付 2.4.2.3-1

③西側淡水貯水設備から代替淡水貯槽への補給
可搬型代替注水中型ポンプによる水源補給準備が完了後，西側

淡水貯水設備の水を代替淡水貯槽へ補給する。

3.

時間評価
事象発生から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）による原子炉注水が開始されるまでは，原子炉隔離時冷却系により原子炉注水を実施するため，代替淡水貯槽の水量は減少しない。
事象発生 2 時間以降は，原子炉注水等によって，代替淡水貯槽の水量は減少する。
可搬型代替注水中型ポンプによる水源補給の準備が完了する事象
発 生 後 約 315 分 時 点 で 代 替 淡 水 貯 槽 は 枯 渇 し て い な い 。 そ の 後 ， 西側淡水貯水設備から代替淡水貯槽への補給を実施するため，代替淡水貯槽は枯渇することがない。

添付 2.4.2.3-2

積 算 注 水 量 (m３ )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）による原子炉注水開始
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）による格納容器スプレイ
開始
4,300m３ 到 達
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）による格納容器スプレイ停止

第 1図

外部水源による積算注水量（ 崩 壊 熱 除 去 機 能 喪 失 （ 残 留 熱 除 去 系 が 故 障 し た 場 合 ））4.

水源評価結果時 間 評 価 の 結 果 か ら 代 替 淡 水 貯 槽 が 枯 渇 す る こ と は な い 。ま た ，7

日 間 の 対 応 を 考 慮 す る と ， 合 計 約 5,410m ３ の 水 が 必 要 と な る 。 代 替
淡 水 貯 槽 及 び 西 側 淡 水 貯 水 設 備 に 合 計 8,600m ３ の 水 を 保 有 す る こ とから必要水量を確保している。このため，安定して冷却を継続することが可能である。

添付 2.4.2.3-3

添付資料 2.4.2.4
7 日間における燃料の対応について（崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系が故障した場合））保守的に全ての設備が，事象発生直後から 7 日間燃料を消費するものとして
評価する。
時系列

合計

判定

7 日間の
軽油消費量
約 755.5kL

軽油貯蔵タ
ンクの容量
は 約 800kL
であり，７日
間対応可能

7 日間の
軽油消費量
約 6.0kL

可搬型設備
用軽油タン
クの容量は
約 210kL であり，７日間対応可能

非常用ディーゼル発電機 2 台起動 ※１（燃料消費率は保守的に定格出力運転時を想定）
1,440.4L/h(燃料消費率)×168h（運転時間）×2 台（運転台数）＝約 484.0kL
高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機 1 台起動（燃料消費率は保守的に定格出力運転時を想定）
775.6L/h(燃料消費率)×168h（運転時間）×1 台（運転台数）＝約 130.3kL
常設代替高圧電源装置 2 台起動 ※２（燃料消費率は保守的に定格出力運転時を想定）
420.0L/h(燃料消費率)×168h（運転時間）×2 台（運転台数）＝約 141.2kL
可搬型代替注水中型ポンプ 1 台起動（西側淡水貯水設備から代替淡水貯槽への補給）
35.7L/h(燃料消費率)×168h（運転時間）×1 台（運転台数）＝約 6.0kL※1

事故収束に必要なディーゼル発電機は非常用ディーゼル発電機 1 台であるが，保守的にディーゼル発電機 2 台の起動を仮定した。
※2 緊急用母線の電源を，常設代替高圧電源装置 2 台で確保することを仮定した。

添付 2.4.2.4-1

添付資料 2.4.2.5
常設代替交流電源設備の負荷（崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系が故障した場合））

主要負荷リスト
起動順序【電源設備：常設代替高圧電源装置】
負荷容量
(kW)

主要機器名称緊急用母線自動起動負荷
・緊急用直流125V充電器
・その他負荷常設低圧代替注水系ポンプ
常設低圧代替注水系ポンプ
緊急用海水ポンプ
その他
代替燃料プール冷却系ポンプ

①
②
③
④
⑤

負荷起動時の最
大負荷容量(kW)

定常時の連続最
大負荷容量
(kW)

約 252

約 204

約689
約879

約394
約584

約1,566

約1,098

約1,207

約1,128

約 120
約 84
約190
約190
約510
約4
約30

負荷 容量 (kW)

7,000

6,000

5,000

4,000

3,000

常設 代替 高 圧電 源 装置2台 の最 大 容量 2,760kW ※ １
常設 代替 高 圧電 源 装置 2台 の連続 定格 容 量 2,208kW ※ ２

2,000

最大 負荷 容 量
約1,566kW

④
⑤
③
②

1,000

①
0

▲

1

24

常設 代替 高圧
電源 装置 2 台
起動
常設 代替 高 圧電 源 装置 の負 荷 積算 イ メー ジ
※1※2

常 設代 替 高圧 電 源装 置定 格 出力 運 転 時の 容量 （1,380kW×運 転台 数 ＝最 大 容量 ）常 設代 替 高圧 電 源装 置定 格 出力 運 転 時の 80％ の容 量 （1,380kW×0.8×運 転台 数＝ 連続 定 格容 量 ）添付 2.4.2.5-1

経過 時間 (h)2.6

ＬＯＣＡ時注水機能喪失

2.6.1

事故シーケンスグループの特徴，炉心損傷防止対策(1)

事故シーケンスグループ内の事故シーケンス
事故シーケンスグループ「ＬＯＣＡ時注水機能喪失」に含まれる事故シーケンスとしては，「1.2

評価対象の整理及び評価項目の設定」に示すと

おり，①「中小破断ＬＯＣＡ＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗」及
び②「中小破断ＬＯＣＡ＋高圧炉心冷却失敗＋原子炉減圧失敗」である。
なお，大破断ＬＯＣＡのように破断規模が一定の大きさを超える場合は，国内外の先進的な対策を考慮しても炉心損傷防止対策を有効に実施することができないため，格納容器破損防止対策を講じて，その有効性を確認する。

(2)

事故シーケンスグループの特徴及び炉心損傷防止対策の基本的考え方
事故シーケンスグループ「ＬＯＣＡ時注水機能喪失」は，原子炉の出力運転中に原子炉冷却材圧力バウンダリを構成する配管に中小破断ＬＯＣＡが発生した後，高圧注水機能及び低圧注水機能が喪失することで原子炉へ注水する機能が喪失することを想定する。このため，破断箇所からの原子
炉冷却材の流出により，原子炉圧力容器内の保有水量が減少し原子炉水位が低下することから，緩和措置が取られない場合には，原子炉水位の低下が継続し，炉心が露出することで炉心損傷に至る。また，低圧注水機能喪失を想定することから，併せて残留熱除去系の機能喪失に伴う崩壊熱除去
機能喪失を想定する。
本事故シーケンスグループは，中小破断ＬＯＣＡが発生し，同時に高圧及び低圧の原子炉注水機能を喪失したことによって炉心損傷に至る事故シーケンスグループである。このため，重大事故等対策の有効性評価として
2.6-1

は，中小破断ＬＯＣＡ発生時の高圧注水機能又は低圧注水機能に対する重大事故等対処設備に期待することが考えられる。中小破断ＬＯＣＡ発生後に高圧・低圧注水機能喪失が発生した場合，重大事故等対処設備により高圧の原子炉注水を実施する方が，より早期に原子炉注水を開始することが可能となり，原子炉水位の低下が小さくなることで評価項目に対する余裕は大きくなる。また，高圧の原子炉注水を実施した場合でも，中長期的にはサプレッション・プール熱容量制限に到達した時点で原子炉を減圧して低圧の原子炉注水に移行するため，事象進展は同じとなる。このため，本事故シーケンスグループに対しては，代表として低圧注水機能に対する重大事故等対処設備の有効性を確認することとする。
以上により，本事故シーケンスグループでは，原子炉圧力容器を強制的に減圧し，低圧の注水機能を用いて原子炉へ注水することにより炉心損傷の防止を図るとともに，格納容器内の冷却を行い，最終的な熱の逃がし場
へ熱の輸送を行うことによって除熱を行い，格納容器破損の防止を図る。

(3)

炉心損傷防止対策
事故シーケンスグループ「ＬＯＣＡ時注水機能喪失」において，炉心が著しい損傷に至ることなく，かつ十分な冷却を可能とするため，初期の対策として逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動操作による原子炉減圧及び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
注水手段を整備し，安定状態に向けた対策として，逃がし安全弁（自動減圧機能）を開維持することで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）による炉心冷却を継続する。また，格納容器の健全性を維持するため，安定状態に向けた対策として，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手段及び2.6-2

格納容器圧力逃がし装置による格納容器減圧及び除熱手段を整備する。なお，安定状態に向けた対策として，代替循環冷却系及び緊急用海水系を用いた原子炉注水及び格納容器除熱手段も整備している。これらの系統の起動操作は，中央制御室からの遠隔操作により約 1 時間で実施可能であることから，格納容器圧力逃がし装置による格納容器減圧及び除熱操作を実施する事象発生の約 28 時間後までに十分な時間余裕をもって完了することができ，またこれらの系統に期待する場合には格納容器圧力及び雰囲気温度の評価項目に対する余裕は大きくなることから，評価上は保守的に期待しないこととする。対策の概略系統図を第 2.6－1 図に，対応手順の概要を
第 2.6－2 図に示すとともに，対策の概要を以下に示す。また，重大事故等対策における手順と設備との関係を第 2.6－1 表に示す。
本事故シーケンスグループにおける重要事故シーケンスにおいて，必要な要員は災害対策要員（初動）19 名及び事象発生から 2 時間以降に期待する参集要員 5 名である。
災害対策要員（初動）の内訳は，当直発電長 1 名，当直副発電長 1 名，
運転操作対応を行う当直運転員 5 名，指揮，通報連絡を行う災害対策要員（指揮者等）4 名及び現場操作を行う重大事故等対応要員 8 名である。
参集要員の内訳は，燃料給油操作を行う重大事故等対応要員 2 名及び現場手動による格納容器ベント操作を行う重大事故等対応要員 3 名である。
必要な要員と作業項目について第 2.6－3 図に示す。
なお，重要事故シーケンス以外の事故シーケンスについては，作業項目
を重要事故シーケンスと比較し，必要な要員数を確認した結果，災害対策要員（初動）19 名及び参集要員 5 名で対処可能である。
ａ．原子炉スクラム及びＬＯＣＡ発生の確認
給水流量の全喪失が発生し，原子炉がスクラムしたことを確認する。
2.6-3

また，格納容器圧力が 13.7kPa[gage]に到達したことによりＬＯＣＡが発生したことを確認する。
原子炉スクラム及びＬＯＣＡ発生の確認に必要な計装設備は，平均出力領域計装等である。
ｂ．高圧注水機能喪失の確認
原子炉スクラム後，原子炉水位の低下が継続し，原子炉水位異常低下（レベル２）設定点に到達したが，高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔離時冷却系が自動起動していないことを確認し，中央制御室からの遠隔操
作によりこれらの系統の手動起動を試みるがこれにも失敗したことを確認する。また，主蒸気隔離弁が閉止し，逃がし安全弁（安全弁機能）に
より原子炉圧力が制御されるとともに，再循環ポンプがトリップしたことを確認する。
高圧注水機能喪失の確認に必要な計装設備は，各系統の流量等である。
ｃ．高圧代替注水系の起動操作
高圧注水機能喪失の確認後，一連の操作として中央制御室からの遠隔操作により高圧代替注水系の系統構成及び起動操作を実施し，原子炉注水を開始することで原子炉水位が回復することを確認する。なお，高圧
代替注水系による原子炉注水は解析上考慮しない。
高圧代替注水系の起動操作に必要な計装設備は，高圧代替注水系系統
流量等である。
ｄ．低圧注水機能喪失の確認
高圧注水機能喪失の確認及び高圧代替注水系の起動操作失敗後，一連の操作として中央制御室からの遠隔操作により低圧炉心スプレイ系及び残留熱除去系（低圧注水系）の手動起動を試みるがこれにも失敗したことを確認する。
2.6-4

低圧注水機能喪失の確認に必要な計装設備は，各系統のポンプ吐出圧
力である。
ｅ．高圧・低圧注水機能の回復操作
高圧注水機能及び低圧注水機能の回復操作を実施する。
ｆ．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）の起動操
作
低圧注水機能喪失及びＬＯＣＡ発生の確認後，一連の操作として原子炉冷却材浄化系吸込弁の閉止操作を実施し，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）を起動する。
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）の起動操
作に必要な計装設備は，常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力である。
外部電源が喪失している場合，中央制御室からの遠隔操作により常設
代替高圧電源装置から緊急用母線を受電する。
緊急用母線の受電に必要な計装設備は，緊急用Ｍ／Ｃ電圧である。
ｇ．可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）の起動
準備操作
低圧注水機能喪失の確認後，可搬型代替注水中型ポンプ準備，ホース敷設等を実施する。
ｈ．逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作
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）の起動操
作の完了後，中央制御室からの遠隔操作により逃がし安全弁（自動減圧機能）7 弁を手動開放し，原子炉減圧を実施する。
逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作に必要な計装設備は，原子炉圧力等である。
原子炉水位が燃料有効長頂部に到達した場合は炉心損傷がないことを
2.6-5

継続的に確認する。
炉心損傷がないことの継続的な確認に必要な計装設備は，格納容器雰
囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）及び格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）
である。
ｉ．原子炉水位の調整操作（低圧代替注水系（常設））
逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動操作による原子炉減圧により，
原子炉圧力が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）の吐出圧力を下回ると，原子炉注水が開始され，原子炉水位が回復した
ことを確認する。また，原子炉水位回復後は，原子炉水位を原子炉水位
低（レベル３）設定点から原子炉水位高（レベル８）設定点の間で維持する。
原子炉水位の調整操作（低圧代替注水系（常設））に必要な計装設備は，原子炉水位（広帯域），原子炉水位（燃料域）等である。
ｊ．代替循環冷却系の起動操作
海水系による冷却水供給が確保された時点で中央制御室からの遠隔操作により，代替循環冷却系を起動し，原子炉注水を実施する。また，格
納容器圧力が 245kPa[gage]に到達した場合は，中央制御室からの遠隔操作により，代替循環冷却系による格納容器除熱を実施する。なお，代替
循環冷却系の起動操作は解析上考慮しない。
代替循環冷却系の起動操作に必要な計装設備は，代替循環冷却系格納
容器スプレイ流量等である。
ｋ．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
崩壊熱除去機能を喪失しているため，格納容器圧力及び雰囲気温度が上昇する。格納容器圧力が 279kPa[gage]に到達した場合又はドライウェ
2.6-6

ル雰囲気温度がドライウェル設計温度である 171℃に近接した場合は，中央制御室からの遠隔操作により，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を実施する。
また，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）による原子炉注水を継続する。
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に必要な計装設備は，ドライウェル圧力，
サプレッション・チェンバ圧力，低圧代替注水系格納容器スプレイ流量，
サプレッション・プール水位等である。
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に伴い，サプレッション・プール水位は徐々に上昇する。サプレッション・プール水位が，通常水位＋5.5m に到達した
場合，格納容器圧力逃がし装置による格納容器減圧及び除熱の準備として，中央制御室からの遠隔操作により，格納容器圧力逃がし装置一次隔離弁の開操作を実施する。さらに，サプレッション・プール水位が，通常水位＋6.5m に到達した場合，中央制御室からの遠隔操作により，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を停止する。
ｌ．格納容器圧力逃がし装置による格納容器減圧及び除熱操作（サプレッション・チェンバ側）
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の停止後，格納容器圧力逃がし装置による格納
容器減圧及び除熱操作に備え炉心損傷が発生していないことを確認する。
また，格納容器減圧及び除熱操作前に，原子炉満水操作として，原子炉水位を可能な限り高く維持することで，格納容器への放熱を抑制し，格2.6-7

納容器圧力の上昇を緩和する。なお，原子炉満水操作は，解析上考慮しない。
格納容器圧力が 310kPa[gage]に到達した場合，中央制御室からの遠隔操作により格納容器圧力逃がし装置二次隔離弁を全開としサプレッショ
ン・チェンバ側から格納容器圧力逃がし装置による格納容器減圧及び除熱操作を実施する。
なお，格納容器圧力逃がし装置が使用できない場合には，耐圧強化ベント系による格納容器減圧及び除熱が可能である。
格納容器圧力逃がし装置による格納容器減圧及び除熱操作に必要な計装設備は，ドライウェル圧力，サプレッション・チェンバ圧力，格納容
器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ），格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）
等である。
また，サプレッション・チェンバ側からの格納容器圧力逃がし装置のベントラインが水没しないことを確認する。
サプレッション・チェンバ側からの格納容器圧力逃がし装置のベント
ラインが水没しないことを確認するために必要な計装設備は，サプレッ
ション・プール水位等である。
ｍ．可搬型代替注水中型ポンプによる水源補給操作
水源補給のための可搬型代替注水中型ポンプ準備，ホース敷設等を実施し，代替淡水貯槽の残量に応じて，可搬型代替注水中型ポンプにより西側淡水貯水設備から代替淡水貯槽へ水源補給操作を実施する。
可搬型代替注水中型ポンプによる水源補給操作に必要な計装設備は，代替淡水貯槽水位である。
ｎ．タンクローリによる燃料給油操作
タンクローリにより可搬型設備用軽油タンクから可搬型代替注水中型
2.6-8

ポンプに燃料給油を実施する。
ｏ．使用済燃料プールの冷却操作
代替燃料プール冷却系等を用いて使用済燃料プールへの注水及び冷却を実施する。

以降，炉心冷却は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）による原子炉注水により継続的に実施し，格納容器減圧及び除熱は格
納容器圧力逃がし装置により継続的に実施する。

2.6.2

炉心損傷防止対策の有効性評価(1)

有効性評価の方法
本事故シーケンスグループを評価する上で選定した重要事故シーケンス
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，ＬＯＣＡ

を起因事象とし，全ての注水機能を喪失する「中小破断ＬＯＣＡ＋高圧炉
心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗」である。また，原子炉水位の低下を厳しくする観点で，評価上は給水流量の全喪失を想定する。
本重要事故シーケンスでは，炉心における崩壊熱，燃料棒表面熱伝達，沸騰遷移，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，気液熱非平衡及び三次元効果，原子炉圧力容器における冷却材放出（臨界流・差圧流），沸騰・凝縮・ボイド率変化，気液分離（水位変化）・対向流及びＥＣＣＳ注水（給水系及び代替注水設備含む）
並びに格納容器における格納容器各領域間の流動，気液界面の熱伝達，構造材との熱伝達及び内部熱伝導，スプレイ冷却及び格納容器ベントが重要現象となる。よって，これらの現象を適切に評価することが可能である長期間熱水力過渡変化解析コードＳＡＦＥＲ及びシビアアクシデント総合解
2.6-9析コードＭＡＡＰにより，原子炉圧力，原子炉水位，燃料被覆管温度，格
納容器圧力，格納容器雰囲気温度等の過渡応答を求める。なお，本有効性評価では，ＳＡＦＥＲコードによる燃料被覆管温度の評価結果は，ベスト
フィット曲線の破裂判断基準に対して十分な余裕があることから，燃料被覆管温度が高温となる領域において，燃料棒やチャンネルボックスの幾何学的配置を考慮した詳細な輻射熱伝達計算を行うことで燃料被覆管温度を
ＳＡＦＥＲコードよりも低めに評価するＣＨＡＳＴＥコードは使用しない。
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
重要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
本重要事故シーケンスに対する主要な解析条件を第 2.6－2 表に示す。また，主要な解析条件について，本重要事故シーケンス特有の解析条件を以下に示す。

ａ．事故条件(a)

起因事象
破断位置は，冷却材の流出流量が大きくなるため炉心冷却の観点で厳しい液相部配管とし，液相部配管はシュラウド内外で燃料被覆管温度及び事象進展に有意な差がないことから，原子炉圧力容器に接続される配管の中で接続位置が低く最大口径であり，格納容器破損防止対策の有効性評価（雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損））においても大破断ＬＯＣＡの破断位置として想定する再循
環系配管（出口ノズル）（配管断面積約 2,900 ㎝ ２ ）とする。
2.6-10破断面積は，低圧代替注水系（常設）を用いた原子炉注水により燃
料被覆管の破裂発生を防止可能な範囲とし，不確かさを考慮して約3.7 ㎝ ２ 及び約 9.5 ㎝ ２ とする。なお，約 9.5 ㎝ ２ の破断面積は，逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作（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）の操作時間余裕を考慮しない場合に，燃料被覆管の破裂発生防止が可能な範囲で最大となる破断面積を確認するために設定する。
（添付資料 2.6.1）(b)

安全機能の喪失に対する仮定
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）が機能喪失するものとする。また，原子炉減圧機能として自動減圧系の機能が喪失するものとする。

(c)

外部電源
外部電源はあるものとする。
外部電源がある場合，原子炉スクラム及び再循環ポンプトリップは，それぞれ原子炉水位低（レベル３）信号及び原子炉水位異常低下（レベル２）信号となり，原子炉水位の低下が大きくなることで，炉心の冷却の観点で厳しくなる。

ｂ．重大事故等対策に関連する機器条件(a)

原子炉スクラム
原子炉スクラムは，原子炉水位低（レベル３）信号によるものとする。

(b)

主蒸気隔離弁
主蒸気隔離弁は，原子炉水位異常低下（レベル２）信号により閉止2.6-11

するものとする。
(c)

ＡＴＷＳ緩和設備（代替原子炉再循環ポンプトリップ機能）
ＡＴＷＳ緩和設備（代替原子炉再循環ポンプトリップ機能）は，原
子炉水位異常低下（レベル２）信号により再循環ポンプを全台トリッ
プさせるものとする。

(d)

逃がし安全弁
逃がし安全弁（安全弁機能）にて原子炉冷却材圧力バウンダリの過度の圧力上昇を抑制するものとする。また，手動による原子炉減圧操
作には，逃がし安全弁（自動減圧機能）7 弁を使用するものとし，容量として，1 弁当たり定格主蒸気流量の約 6％を処理するものとする。

(e)

低圧代替注水系（常設）
常設低圧代替注水系ポンプ 2 台を使用するものとし，注水流量は，原子炉注水のみを実施する場合，機器設計上の最小要求値である最小流量特性（注水流量：0m ３ ／h～378m ３ ／h，注水圧力：0MPa[dif] ※ ～2.38MPa[dif]）とし，原子炉注水と格納容器スプレイを同時に実施する場合，230m ３ ／h（一定）を用いるものとする。また，原子炉水位が
原子炉水位高（レベル８）設定点まで回復した以降は，原子炉水位を
原子炉水位低（レベル３）設定点から原子炉水位高（レベル８）設定点の範囲に維持する。
※(f)

MPa[dif]…原子炉圧力容器と水源との差圧（以下同様）

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）
常設低圧代替注水系ポンプ 2 台を使用するものとし，スプレイ流量
は，運転手順における調整範囲の上限である 130m ３ ／h（一定）を用いるものとする。また，格納容器圧力が 217kPa[gage]に到達した場合に停止し，279kPa[gage]に到達した場合に再開する。
2.6-12

(g)

格納容器圧力逃がし装置
格納容器圧力逃がし装置二次隔離弁を全開とし，格納容器圧力が310kPa[gage]において 13.4kg／s の排気流量にて格納容器除熱を実施するものとする。
なお，耐圧強化ベント系を使用する場合には，格納容器圧力逃がし装置を使用する場合と比較して実際の排気流量が大きくなり，格納容
器圧力の低下傾向が大きくなることから，格納容器圧力逃がし装置を用いた場合の条件に包含される。

ｃ．重大事故等対策に関連する操作条件
運転員等操作に関する条件として，「1.3.5

運転員等の操作時間に対する仮定」に示す分類に従って以下のとおり設定する。
(a)

逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作（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）は，外部電源がない場合も考慮し，状況判断，高圧注
水機能喪失の確認，解析上考慮しない高圧代替注水系の起動，低圧
注水機能喪失の確認，常設代替高圧電源装置による緊急用母線受電，
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）の起動
及び逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作に要する時間を考慮して，事象発生 25 分後に実施する。

(b)

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は，格納容器圧力が 279kPa[gage]に到達した場合に実施する。なお，格納容器スプレイは，サプレッ
ション・プール水位が通常水位＋6.5m に到達した場合に停止する。

(c)

格納容器圧力逃がし装置による格納容器減圧及び除熱操作は，格2.6-13

納容器圧力が 310kPa[gage]に到達した場合に実施する。

(3)

有効性評価（敷地境界外での実効線量評価）の条件
本重要事故シーケンスでは炉心損傷は発生せず，燃料被覆管の破裂も発生していないため，放射性物質の放出を評価する際は，設計基準事故に対する評価手法を採用することで保守性が確保される。このため，敷地境界外での実効線量評価に当たっては，「 実用発電用軽水型原子炉施設の安全評
価に関する審査指針（原子力安全委員会

平成 2 年 8 月 30 日）」に示されている評価手法を参照した。本重要事故シーケンスに対する主要な評価条
件を以下に示す。
ａ．事故発生時の原子炉冷却材中の核分裂生成物の濃度は，運転上許容される I-131 の最大濃度とし，その組成を拡散組成とする。これにより，事故発生時に原子炉冷却材中に存在するよう素は，I-131 等価量で約4.7×10１２ Bq となる。
ｂ．原子炉圧力の低下に伴う燃料棒からの核分裂生成物の追加放出量は，I-131 については先行炉等での実測値の平均値に適切な余裕を見た値※である 2.22×10 １４ Bq とし，その他の核分裂生成物についてはその組成を平衡組成として求め，希ガスについてはよう素の 2 倍の放出があるものとする。これにより，原子炉圧力の低下に伴う燃料棒からの追加放出量は，希ガスについては γ 線実効エネルギ 0.5MeV 換算値で約6.0×10１５ Bq，よう素については I-131 等価量で約 3.9×10 １４ Bq となる。
※

過去に実測された I-131 の追加放出量から，熱出力 1,000MW 当たりの追加
放出量の出現頻度を用いて算出している。原子炉熱出力 3,440MW（定格の約 105％）の場合，熱出力 1,000MW 当たりの I-131 の追加放出量の平均値

2.6-14に当たる値は 2.78×10 １３ Bq（750Ci）であり，東海第二発電所の線量評価で用いる追加放出量は，これに余裕を見込んだ 2.22×10１４ Bq（6,000Ci）を条件としている。（1Ci＝3.7×10１０ Bq）
出典元
・「沸騰水型原子力発電所事故時の被ばく評価手法について」（HLR-021）

ｃ．燃料棒から追加放出されるよう素のうち，有機よう素は 4％とし，残りの 96％は無機よう素とする。
ｄ．燃料棒から追加放出される核分裂生成物のうち，希ガスは全て瞬時に気相部に移行するものとする。有機よう素のうち，10％は瞬時に気相部に移行するものとし，残りは分解するものとする。有機よう素から分解したよう素及び無機よう素が気相部にキャリーオーバされる割合
は 2％とする。
ｅ．原子炉圧力容器気相部の核分裂生成物は，逃がし安全弁等を介して崩壊熱相当の蒸気に同伴し，格納容器内に移行するものとする。この場
合，希ガス及び有機よう素の全量が，無機よう素は格納容器ベント開始までに発生する崩壊熱相当の蒸気に伴う量が移行するものとする。
ｆ．サプレッション・チェンバの無機よう素は，サプレッション・プールのスクラビングにより除去されなかったものが格納容器気相部へ移行するが，ドライウェルからの格納容器ベントを踏まえ，スクラビングの効果を考慮しないものとする。また，無機よう素の格納容器内への沈着効果及び格納容器スプレイ水による除去効果は考慮しないものとする。核分裂生成物の減衰は，格納容器ベント開始までの期間について考慮する。
ｇ．核分裂生成物の格納容器からの漏えいは考慮しないものとする ※ 。
※

核分裂生成物の格納容器から建屋への漏えいを考慮する場合，建屋内に蓄

2.6-15

積した核分裂生成物が原子炉建屋ガス処理系を介して大気に放出されるが，これによる敷地境界外での実効線量への影響は，格納容器ベントにより核分裂生成物全量が大気に放出される条件の「ＬＯＣＡ時注水機能喪失」と設計基準事故「環境への放射性物質の異常な放出」の「原子炉冷却材喪失」の敷地境界外の実効線量を比較することにより有意とならないことを確認し，格納容器圧力上昇の観点で厳しく格納容器ベント時間が早くなること
で核分裂生成物の減衰時間が短くなる漏えいなしを設定した。

ｈ．敷地境界外における実効線量は，内部被ばくによる実効線量及び外部
被ばくによる実効線量の和として計算し，よう素の内部被ばくによる実効線量は(1)式で，希ガスの外部被ばくによる実効線量は(2)式で，それぞれ計算する。
Ｈ Ｉ２ ＝Ｒ・Ｈ ∞ ・χ／Ｑ・Ｑ Ｉ
Ｒ：呼吸率（m ３ ／h）

Ｈ∞：よう素を 1Bq 吸入した場合の小児の実効線量(1)（1.6×10 －７ Sv／Bq）
χ／Ｑ ：相対濃度（s／m ３ ）ＱＩ：事故期間中のよう素の大気放出量（Bq）（I-131 等価量－小児実効線量係数換算）

Ｈ γ ＝Ｋ・Ｄ／Ｑ・Ｑ γ
Ｋ(2)：空気吸収線量から実効線量への換算係数（K=1Sv／Gy）

Ｄ／Ｑ ：相対線量（Gy／Bq）
Ｑγ：事故期間中の希ガスの大気放出量（Bq）（γ線実効エネルギ 0.5MeV 換算値）

ｉ．大気拡散条件については，格納容器圧力逃がし装置を用いる場合は，
2.6-16

地上放出，実効放出継続時間 1 時間 ※ の値として，相対濃度（χ／Ｑ）
を 2.9×10 －５ s／m ３ ，相対線量（Ｄ／Ｑ）を 4.0×10 －１９ Gy／Bq とし，耐圧強化ベント系を用いる場合は，主排気筒放出，実効放出継続時間
1 時間の値として，相対濃度（χ／Ｑ）は 2.0×10－６ s／m３ ，相対線量（Ｄ／Ｑ）は 8.1×10 －２０ Gy／Bq とする。
※

本評価では，実効放出継続時間は気象データの最小集計単位である 1 時間を使用している。なお，実効放出継続時間は放射性物質の放出率の時間変化を考慮して定めるものであり，短時間であるほど保守的な相対濃度，相対線量となる。

ｊ．格納容器圧力逃がし装置による有機よう素の除染係数を 50，無機よう素の除染係数を 100 とする。
（添付資料 2.6.2，2.6.3，2.6.4）(4)

有効性評価の結果
本重要事故シーケンスにおいて，約 3.7cm ２ の破断を想定する場合の原子
炉圧力，原子炉水位（シュラウド内外水位） ※ ，注水流量，逃がし安全弁
からの蒸気流量及び原子炉圧力容器内の保有水量の推移を第 2.6－4 図から第 2.6－8 図に，燃料被覆管温度，燃料被覆管最高温度発生位置における熱伝達係数，燃料被覆管最高温度発生位置におけるボイド率，平均出力燃料集合体のボイド率，炉心下部プレナム部のボイド率，破断流量の推移及び燃料被覆管破裂が発生した時点の燃料被覆管温度と燃料被覆管の円周方向の応力の関係を第 2.6－9 図から第 2.6－15 図に，格納容器圧力，格納容
器雰囲気温度，サプレッション・プール水位及びサプレッション・プール
水温度の推移を第 2.6－16 図から第 2.6－19 図に示す。同様に，約 9.5cm
２の破断を想定する場合のパラメータの推移を第 2.6－20 図から第 2.6－31
2.6-17図に示す。
※

炉心冷却の観点ではシュラウド内水位に着目し，運転員操作の観点ではシュ
ラウド外水位に着目するためシュラウド内外水位を合わせて示している。なお，シュラウド内は炉心部で発生するボイドを含む水位であることから，原子炉水位が低下する過程ではシュラウド外水位と比較して高めの水位を示す。

ａ．事象進展
中小破断ＬＯＣＡ及び給水流量の全喪失が発生することで原子炉水位は低下し，原子炉水位低（レベル３）信号により原子炉がスクラムする。
原子炉水位が原子炉水位異常低下（レベル２）設定点まで低下すると，主蒸気隔離弁の閉止及び再循環ポンプトリップが発生するとともに，原
子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系の自動起動信号が発信するが，機器故障等により自動起動及び手動起動に失敗する。その後，一連の操作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）の手動起動を試みるが，機器故障等により失敗し，低圧炉心スプレイ系及び残留熱除去系（低圧注水系）の吐出圧力が確保されないため，自動減圧系についても作動しない。このため，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）の起動操作を実施し，事象発生の 25 分後に，手動操作により逃がし安全弁（自動減圧機能）7 弁による原子炉減圧を実施することで，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）による原子炉注水を開始する。原子炉減圧を開始すると，原子炉冷却材の流出により原子炉水位は低下し，燃料有効長頂部を下回るが，原子炉圧力が低下し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）による原子炉注水が開始されると，原子炉水位が回復し炉心は再冠水する。
燃料被覆管最高温度発生位置のボイド率は，原子炉減圧操作による原2.6-18

子炉圧力の低下に伴い上昇する。熱伝達係数は，燃料被覆管最高温度発
生位置が露出し，核沸騰冷却から蒸気冷却に移行することで低下する。
原子炉圧力が低下し，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が増加することで炉心が再冠水すると，ボイド率は低下し，熱伝達係数が上昇することで燃料被覆管温度は低下する。平均出力燃料集合体及び炉心下部プレナムのボイド率については，
上記の挙動に伴い増減する。
また，崩壊熱除去機能が喪失しているため，原子炉圧力容器内で発生した蒸気が逃がし安全弁を介して格納容器内に放出されることで，格納容器圧力及び雰囲気温度が上昇する。このため，格納容器圧力が279kPa[gage]に到達した時点で，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）の格納容器冷却を実施することにより，格納容器圧力及び雰囲気温度の上昇は抑制される。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を実施することでサプレッション・プール水位は徐々に上昇し，事象発生の約 27 時間後にサプレッション・プール水位が通常水位＋6.5m
到達した時点でサプレッション・チェンバ側のベントラインの機能維持のために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を停止する。これにより格納容器圧力及び雰囲気温度は再び上昇傾向に転じ，事象発生の約 28 時間後に格納容器
圧力が 310kPa[gage]に到達した時点で格納容器圧力逃がし装置による格納容器減圧及び除熱を実施することにより，格納容器圧力及び雰囲気
温度は安定又は低下傾向となる。なお，格納容器除熱実施時のサプレッ
ション・プール水位は，ベント管真空破壊装置及びサプレッション・チ
ェンバ側のベントライン設置高さと比較して十分に低く推移するため，
2.6-19これらの設備の機能は維持される。

ｂ．評価項目等
燃料被覆管温度は，第 2.6－9 図に示すとおり，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）の原子炉注水により原子炉水位が回復するまでの期間は，一時的な炉心の露出に伴い上昇し，約 3.7cm ２の破断の場合には，事象発生の約 37 分後に最高値の約 616℃に到達する
が，評価項目である 1,200℃を下回る。燃料被覆管最高温度は平均出力
燃料集合体にて発生している。また，約 9.5cm ２ の破断の場合には，第2.6－25 図に示すとおり，事象発生の約 31 分後に約 842℃に到達するが，評価項目である 1,200℃を下回る。燃料被覆管の酸化量は，約 3.7cm ２ の破断の場合及び約 9.5cm ２ の破断の場合ともに，酸化反応が著しくなる前の燃料被覆管厚さの約 1％以下であり，評価項目である 15％を下回る。
原子炉圧力は，第 2.6－4 図及び第 2.6－20 図に示すとおり，逃がし安全弁（安全弁機能）の作動により，約 7.79MPa[gage]以下に維持される。
このため，原子炉冷却材圧力バウンダリにかかる圧力は，原子炉圧力と原 子 炉 圧 力 容 器 底 部 圧 力 と の 差 （ 0.3MPa 程 度 ） を 考 慮 し て も ， 約
8.09MPa[gage] 以 下 で あ り ， 評 価 項 目 で あ る 最 高 使 用 圧 力 の 1.2 倍（10.34MPa[gage]）を下回る。
格納容器圧力は，第 2.6－16 図に示すとおり，崩壊熱除去機能が喪失しているため，原子炉圧力容器内で発生した蒸気が格納容器内に放出されることによって，事象発生後に上昇傾向が継続するが，格納容器圧力逃がし装置による格納容器減圧及び除熱により低下傾向となる。事象発
生の約 28 時間後に最高値の約 0.31MPa[gage]となるが，格納容器バウン
ダリにかかる圧力は，評価項目である最高使用圧力の 2 倍
2.6-20（0.62MPa[gage]）を下回る。格納容器雰囲気温度は，第 2.6－17 図に示すとおり，事象発生の約 28 時間後に最高値の約 143℃となり，以降は低下傾向となっていることから，格納容器バウンダリにかかる温度は，評
価項目である 200℃を下回る。また，格納容器圧力及び雰囲気温度は格
納容器圧力逃がし装置による格納容器減圧及び除熱により低下傾向となることから，約 9.5 cm ２ の破断を想定する場合でも,最高値は同等となる。
第 2.6－5 図に示すように，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）による原子炉注水を継続することで，炉心の冠水状態が維持され，炉心冷却が維持される。また，第 2.6－16 図及び第 2.6－17 図に示すように，格納容器圧力逃がし装置による格納容器減圧及び除熱を継続することで，高温停止での安定状態が確立する。
約 3.7cm ２ の破断を想定する場合，格納容器圧力逃がし装置によるベント時の敷地境界での実効線量の評価結果は，約 1.6×10 －１ mSv であり，
5mSv を下回る。また，耐圧強化ベント系によるベント時の敷地境界での実効線量の評価結果は約 6.2×10 －１ mSv であり，5mSv を下回る。いずれの場合も，周辺の公衆に対して著しい放射線被ばくのリスクを与えることはない。また，評価条件としてＬＯＣＡ発生の有無のみが異なる「高圧・低圧注水機能喪失」及び「ＬＯＣＡ時注水機能喪失（破断面積 3.7㎝ ２ ）」における格納容器圧力逃がし装置による格納容器減圧及び除熱操
作の操作時間（格納容器圧力 310kPa[gage]到達時）は，おおむね同等（約28 時間後）であることから，破断面積の違いが格納容器減圧及び除熱操
作の操作時間に与える影響は非常に小さい。このため，約 9.5cm ２ の破断を想定する場合でも，燃料被覆管の破裂は発生せず，また，格納容器内での核分裂生成物の減衰時間は同等となることから，実効線量の評価結果に有意な違いはない。
2.6-21

（添付資料 2.6.5）
安定状態が確立した以降は，残留熱除去系を復旧した後，残留熱除去
系（原子炉停止時冷却系）により冷温停止状態とする。
以上により，本評価では，「1.2.1.2

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)の評価項目及び周辺の公衆に対して著しい放射線被ばくのリスクを与えないことについて，対策の有効性を確認し
た。

2.6.3

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価

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は，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。
本重要事故シーケンスでは，原子炉冷却材圧力バウンダリを構成する配管に中小破断ＬＯＣＡが発生した後，高圧・低圧注水機能及び減圧機能の喪失に伴い原子炉水位が低下するため，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）の起動後に手動操作により原子炉を減圧して原子炉注水を実施すること並びに崩壊熱除去機能喪失に伴い格納容器圧力及び雰囲気温度が上昇するため，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を実施すること及び格納容器圧力逃がし装置による格納容器減圧及び除熱を実施することが特徴である。よって，
不確かさの影響を確認する運転員等操作は，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，逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作（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並びに格納容器圧力逃がし装置
2.6-22

による格納容器減圧及び除熱操作とする。
(1)

解析コードにおける重要現象の不確かさの影響評価
本重要事故シーケンスにおいて不確かさの影響評価を実施する重要現象
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の結果を以下に示す。
ａ．運転員等操作時間に与える影響
炉心における燃料棒表面熱伝達，沸騰遷移及び気液熱非平衡の不確かさとして，解析コードは実験結果の燃料被覆管温度に比べて最大 50℃程
度高めに評価することから，解析結果は燃料棒表面の熱伝達係数を小さく評価する可能性がある。よって，実際の燃料棒表面での熱伝達は大きくなることで，燃料被覆管温度は低くなるが，操作手順（速やかに注水
手段を準備すること）に変わりはなく，燃料被覆管温度を操作開始の起点とす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。
炉心における燃料被覆管酸化の不確かさとして，解析コードは酸化量及び酸化反応に伴う発熱量の評価について保守的な結果を与えるため，
燃料被覆管温度を高めに評価する可能性がある。よって，実際の燃料被覆管温度は低くなるが，操作手順（速やかに注水手段を準備すること）に変わりはなく，燃料被覆管温度を操作開始の起点とす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。
格納容器における格納容器各領域間の流動，構造材との熱伝達及び内部熱伝導並びに気液界面の熱伝達の不確かさとして，格納容器モデル（格
納容器の熱水力モデル）はＨＤＲ実験解析において区画によって格納容
器雰囲気温度を十数℃程度，格納容器圧力を 1 割程度高めに評価する傾向が確認されているが，ＢＷＲの格納容器内の区画とは異なる等，実験
2.6-23

体系に起因するものと考えられ，実機体系においては不確かさが小さくなるものと推定され，全体としては格納容器圧力及び雰囲気温度の傾向を適切に再現できていることから，格納容器圧力及び雰囲気温度を操作
開始の起点とす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並びに格納容器圧力を操作
開始の起点とする格納容器圧力逃がし装置による格納容器減圧及び除熱操作に係る運転員等操作時間に与える影響は小さい。また，格納容器各領域間の流動，構造材との熱伝達及び内部熱伝導の不確かさにおいては，
ＣＳＴＦ実験解析により格納容器温度及び非凝縮性ガスの挙動は測定データと良く一致することを確認しており，その差異は小さいことから，格納容器圧力及び雰囲気温度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
容器冷却操作並びに格納容器圧力を操作開始の起点とする格納容器圧力逃がし装置による格納容器減圧及び除熱操作に係る運転員等操作時間に与える影響は小さい。
（添付資料 2.6.6）

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表面熱伝達，沸騰遷移及び気液熱非平衡の不確かさとして，解析コードは実験解析において熱伝達モデルの保守性により
燃料被覆管温度を高めに評価し，有効性評価解析においても燃料被覆管
温度を高めに評価することから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
炉心における燃料被覆管酸化の不確かさとして，解析コードは酸化量及び酸化反応に伴う発熱量の評価について保守的な結果を与えるため，
2.6-24

燃料被覆管温度を高く評価することから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
格納容器における格納容器各領域間の流動，構造材との熱伝達及び内部熱伝導並びに気液界面の熱伝達の不確かさとして，格納容器モデル（格
納容器の熱水力モデル）はＨＤＲ実験解析において区画によって格納容
器雰囲気温度を十数℃程度，格納容器圧力を 1 割程度高めに評価する傾向が確認されているが，ＢＷＲの格納容器内の区画とは異なる等，実験体系に起因するものと考えられ，実機体系においては不確かさが小さくなるものと推定され，全体としては格納容器圧力及び雰囲気温度の傾向を適切に再現できていることから，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。また，格納容器各領域間の流動，構造材との熱伝達及び内部熱伝導の不確かさにおいては，ＣＳＴＦ実験解析により格納容器雰
囲気温度及び非凝縮性ガスの挙動は測定データと良く一致することを確認していることから，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 2.6.6）(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 2.6－2 表に示すとおりであり，これらの条件設定を設計値等の最確条件とした場合の影響を評価する。解析条件の設定に当たっては，設計値を用いるか又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保守的な設定をしていることから，この中で事象進展に有意な影響を与える可能性がある項目について，評価結果を以下に示す。

2.6-25

(a)運転員等操作時間に与える影響
初期条件の燃料棒最大線出力密度は，解析条件で設定した 44.0kW／
m に対して最確条件は約 33kW／m～約 41kW／m であり，最確条件とした
場合は燃料被覆管温度の上昇が緩和されるが，操作手順（速やかに注水手段を準備すること）に変わりはなく，燃料被覆管温度を操作開始の起点とす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。
初期条件の原子炉停止後の崩壊熱は，解析条件で設定した燃焼度
33GWd／t に対して最確条件は 33GWd／t 以下であり，最確条件とした場合は崩壊熱がおおむね小さくなるため，原子炉からサプレッション・プールに流出する蒸気量が減少することで，原子炉水位の低下は遅くなり，燃料被覆管温度の上昇は緩和されるが，操作手順（速やかに注水手段を準備すること）に変わりはなく，燃料被覆管温度を操作
開始の起点とする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，同様に格納容器圧力及び雰囲気温度並びにサプレッ
ション・プール水位及びサプレッション・プール水温度の上昇が遅くなり，これらのパラメータを操作開始の起点とする運転員等操作の開始時間は遅くなる。
初期条件の原子炉圧力，原子炉水位，炉心流量及びドライウェル雰
囲気温度は，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与えうるが，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については，炉心冷却の観点で厳しい再循環配管に対して，低圧代替注水系（常設）を用いた原子炉注水により燃料被覆管の破裂発生を防止可能な範囲とし，不確かさを考慮して約 3.7
2.6-26

㎝ ２ 及び約 9.5 ㎝ ２ の破断面積を設定している。破断面積が約 9.5 ㎝ ２より小さい場合は，原子炉水位の低下は遅くなるが，操作手順（速やかに注水手段を準備すること）に変わりはなく，運転員等操作時間に与える影響はない。破断面積が約 9.5cm ２ を超え，炉心損傷（一定以上の燃料被覆管の破裂も含む。）に至る場合については，
「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）」の対応となる。
事故条件の外部電源の有無については，起因事象発生から原子炉ス
クラムまでの期間の原子炉水位の低下を厳しくする条件として，外部電源ありを想定するとともに，保守的に給水流量の全喪失も想定している。外部電源がない場合でも，非常用母線は非常用ディーゼル発電
機等から自動的に受電され，また，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）の起動操作時間は，外部電源がない場合も考慮して設定していることから，運転員等操作時間に与える影響はない。
機器条件の低圧代替注水系（常設）は，最確条件とした場合，おおむね注水開始後の原子炉水位の回復が早くなり，炉心冠水後の原子炉水位の維持操作の開始が早くなるが，原子炉減圧から水位回復までの
原子炉水位を継続監視している期間の流量調整操作であることから，運転員等操作時間に与える影響はない。
機器条件の代替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，解析条件で設定したスプレイ流量（130m ３ ／h 一定）に対して，最確条件は運転手順における流量調整の範囲（102m ３ ／h～130m３ ／h）となる。最確条件とした場合，サプレッション・プール水位の上昇が緩和されることから，
サプレッション・プール水位を操作開始の起点とする運転員等操作の開始時間は遅くなる。
2.6-27

（添付資料 2.6.1，2.6.6）(b)

評価項目となるパラメータに与える影響
初期条件の燃料棒最大線出力密度は，解析条件で設定した 44.0kW／
m に対して最確条件は約 33kW／m～約 41kW／m であり，最確条件とした
場合は燃料被覆管温度の上昇が緩和されることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
初期条件の原子炉停止後の崩壊熱は，解析条件で設定した燃焼度
33GWd／t に対して最確条件は 33GWd／t 以下であり，最確条件とした場合は崩壊熱がおおむね小さくなるため，原子炉からサプレッション・プールに流出する蒸気量が減少することで，原子炉水位の低下は遅くなり，炉心露出後の燃料被覆管温度の上昇は緩和される。また，同様に格納容器圧力及び雰囲気温度並びにサプレッション・プール水
位及びサプレッション・プール水温度の上昇は遅くなることから，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，炉心流量及びドライウェル雰
囲気温度は，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与えうるが，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。
事故条件の起因事象については，炉心冷却の観点で厳しい再循環配管に対して，低圧代替注水系（常設）を用いた原子炉注水により燃料被覆管の破裂発生を防止可能な範囲とし，不確かさを考慮して約 3.7㎝ ２ 及び約 9.5 ㎝ ２ の破断面積を設定している。破断面積が約 9.5 ㎝ ２より小さい場合は，原子炉水位の低下は遅くなり，燃料被覆管温度の上昇は緩和されることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。破断面積が約 9.5cm ２ を超え，炉心損傷（一定以上の燃
2.6-28

料被覆管の破裂も含む。）に至る場合については，「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）」の対応となる。
事故条件の外部電源の有無については，起因事象発生から原子炉ス
クラムまでの期間の原子炉水位の低下を厳しくする条件として，外部電源ありを想定するとともに，保守的に給水流量の全喪失も想定している。外部電源がない場合は，外部電源喪失に伴い原子炉スクラム，
再循環ポンプトリップ等が発生するため，外部電源がある場合と比較して原子炉水位の低下は緩和されることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
機器条件の低圧代替注水系（常設）は，最確条件とした場合，おおむね注水開始後の原子炉水位の回復が早くなることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
機器条件の代替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，解析条件で設定したスプレイ流量（130m ３ ／h 一定）に対して，最確条件は運転手順における流量調整の範囲（102m ３ ／h～130m３ ／h）となる。最確条件とした場合でも，スプレイ流量は，格納容器圧力の上昇を抑制可能な範囲で調整し，また，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）の停止後に格納容器最高使用圧力に到達した時点で格納容器ベントを実施する運転員等操作に変わりはなく，格納容器圧力の最大値はおおむね格納容器ベント時の圧力で決定されることから，評価項目となるパラメータに与える影響はない。
（添付資料 2.6.1，2.6.6）

ｂ．操作条件
操作条件の不確かさとして，操作に係る不確かさを「認知」，「要員配2.6-29

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する。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
操作条件の逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作（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）は，解析上の操作開始時間として，事象発生から 25 分後を設定している。運転員等操作時間に与える影響として，認知時間及び操作時間は，余裕時間を含めて設定していることから，実態の操作開始時間は解析上の設定よりも若干早まる可能性があるが，状況判断から原子炉減圧操作までは一連の操作として実施し，同一の運転員による並列操作はないことから，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は，解析上の操作開始時間
として，格納容器圧力 279kPa[gage]到達時を設定している。運転員等
操作時間に与える影響として，不確かさ要因により操作開始時間に与える影響は小さいことから，実態の操作開始時間は解析上の設定とほぼ同等となる。本操作は，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，操作開始時間は遅くなる可能性があるが，並列して実施する場合がある原子炉水位の調整操作（低圧代替注水系（常設））とは同一の制御盤による対応が可能であることから，この他の操作に与える影響はない。
操作条件の格納容器圧力逃がし装置による格納容器減圧及び除熱操
作は，解析上の操作開始時間として，格納容器圧力 310kPa[gage]到達
2.6-30時を設定している。運転員等操作時間に与える影響として，不確かさ
要因により操作開始時間に与える影響は小さいことから，実態の操作
開始時間は解析上の設定とほぼ同等となる。仮に中央制御室での遠隔操作に失敗した場合は，現場操作にて対応するため，75 分程度操作開始時間が遅れる可能性がある。本操作は，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，操作開始時間は遅くなる可能性があるが，並列して実施する場合がある原子炉水位の調整操作（低圧代
替注水系（常設））とは異なる運転員による対応が可能であることから，
この他の操作に与える影響はない。なお，遠隔操作失敗時に現場操作にて対応する場合にも，異なる要員により対応が可能であることから，
この他の操作に与える影響はない。
（添付資料 2.6.6）(b)

評価項目となるパラメータに与える影響
操作条件の逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作（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）は，運転員等操作時間に与える影響として，実態の操作開始時間は解析上の操作開始時間よりも早くなる可能性があり，この場合は，原子炉への注水開始が早くなることで，原子炉水位の回復が早くなることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
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操作は，運転員等操作時間に与える影響として，実態の操作開始時間は解析上の操作開始時間よりも遅くなる可能性があるが，この場合でもパラメータが操作実施基準に到達した時点で開始することで同等の効果が得られ，有効性評価解析
2.6-31

における格納容器圧力の最大値に変わりがないことから，評価項目となるパラメータに与える影響はない。
操作条件の格納容器圧力逃がし装置による格納容器減圧及び除熱操
作は，運転員等操作時間に与える影響として，実態の操作開始時間は
解析上の操作開始時間よりも遅くなる可能性があるが，この場合でもパラメータが操作実施基準に到達した時点で開始することで同等の効果が得られ，有効性評価解析における格納容器圧力の最大値に変わりがないことから，評価項目となるパラメータに与える影響はない。仮に格納容器ベント時に遠隔操作に失敗した場合は，現場操作にて対応するため，75 分程度操作開始時間は遅れる可能性がある。この場合，格納容器圧力は 0.31MPa[gage]より若干上昇し，評価項目となるパラメータに影響を及ぼすが，この場合でも 0.62MPa[gage]を十分に下回ることから，格納容器の健全性の観点からは問題とならない。
（添付資料 2.6.6）(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。
第 2.6－32 図から第 2.6－34 図に示すとおり，操作条件の逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作（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）は，約 3.7cm ２ の破断の場合には，10 分の減圧操作開始遅れを想定した場合でも，燃料被覆管の最高温度は約 706℃であり，燃料被覆管の破裂は発生せず，評価項目を満足することを感度解析により確認しているため，10 分程度の操作時間余2.6-32

裕は確保されている。また，25 分の減圧操作遅れを想定した場合には，燃料被覆管の最高温度は約 1,000℃となり，一部の燃料被覆管に破裂が発生するが，炉心の著しい損傷は発生せず，この時の格納容器圧力逃がし装置
による格納容器ベント時の敷地境界外の実効線量は約 1.1mSv，耐圧強化ベント系による格納容器ベント時の敷地境界外の実効線量は約 4.4mSv とな
り，いずれも 5mSv を下回るが，この場合には格納容器雰囲気放射線モニタにより炉心損傷の判断を行い，炉心損傷後の対応手順に移行するため，重大事故での対策の範囲となる。なお，約 9.5cm ２ の破断の場合には，評価上考慮しない高圧代替注水系による原子炉注水に期待することで，操作時間余裕を確保することができる。
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操作は，事象発生の約 16 時間後に実施するものであり，準備時間が確保できることから，時間余裕がある。
操作条件の格納容器圧力逃がし装置による格納容器減圧及び除熱操作は，事象発生の約 28 時間後に実施するものであり，準備時間が確保できること
から，時間余裕がある。仮に，中央制御室からの遠隔操作に失敗し，現場操作にて格納容器圧力逃がし装置二次隔離弁の開操作を実施する場合には，格納容器ベント操作の開始が遅れることで，格納容器圧力は0.31MPa[gage]から上昇するが，格納容器圧力は 0.31MPa[gage]から上昇す
るが，格納容器スプレイを停止した時点の格納容器圧力約 0.243MPa[gage]から 0.310MPa[gage]到達までの時間が約 1 時間であることから外挿すると，
0.31MPa[gage]から 0.62MPa[gage]に到達するまでに 5 時間程度の時間余裕があり，現場操作に要する時間は 75 分程度であることから，時間余裕がある。
（添付資料 2.6.6，2.6.7）
2.6-33(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。この結果，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。この他，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。

2.6.4

必要な要員及び資源の評価(1)

必要な要員の評価
事故シーケンスグループ「ＬＯＣＡ時注水機能喪失」の重大事故等対策に必要な災害対策要員（初動）は，「2.6.1(3)

炉心損傷防止対策」に示すとおり 19 名であり，災害対策要員（初動）の 39 名で対処可能である。
また，事象発生 2 時間以降に必要な参集要員は 5 名であり，発電所外から 2 時間以内に参集可能な要員の 71 名で対処可能である。

(2)必要な資材の評価
事故シーケンスグループ「ＬＯＣＡ時注水機能喪失」において，必要な水源，燃料及び電源は「6.1(2)

資源の評価条件」の条件にて評価を行い，以下のとおりである。

ａ．水源

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
2.6-34

子炉注水及び代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却については，7 日間の対応を考慮すると，合計約 5,320m ３ の水が必要となる。
水源として，代替淡水貯槽に 4,300m ３ 及び西側淡水貯水設備に 4,300m
３，合計 8,600m ３ の水を保有しており，可搬型代替注水中型ポンプを用いて，西側淡水貯水設備から代替淡水貯槽への補給を行うことで，代替淡水貯槽を枯渇させることなく，7 日間の注水継続が可能である。
なお，外部電源喪失を想定した場合でも同様である。
（添付資料 2.6.8）

ｂ．燃

料

外部電源喪失を想定した場合，事象発生直後から 7 日間の非常用ディーゼル発電機，高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機及び常設代替交流
電源設備（常設代替高圧電源装置 2 台）の運転を想定すると，非常用ディーゼル発電機については約 484.0kL，高圧炉心スプレイ系ディーゼル
発電機については約 130.3kL，常設代替交流電源設備（常設代替高圧電源装置 2 台）については約 141.2kL，合計で 755.5kL の軽油が必要となる。軽油貯蔵タンクには約 800kL の軽油を保有していることから，非常用ディーゼル発電機，高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機及び常設代
替交流電源設備（常設代替高圧電源装置 2 台）による 7 日間の電源供給の継続が可能である。
可搬型代替注水中型ポンプ（1 台）による西側淡水貯水設備から代替淡水貯槽への補給について，事象発生直後から 7 日間の可搬型代替注水
中型ポンプ（1 台）の運転を想定すると，約 6.0kL の軽油が必要となる。
可搬型設備用軽油タンクには約 210kL の軽油を保有していることから，
2.6-35可搬型代替注水中型ポンプ（1 台）による 7 日間の西側淡水貯水設備から代替淡水貯槽への補給の継続が可能である。
（添付資料 2.6.9）

ｃ．電源

外部電源喪失を想定した場合，重大事故等対策時に必要な負荷のうち，非常用ディーゼル発電機等からの電源供給を考慮する負荷については，
非常用ディーゼル発電機等の容量内に収まることから，必要負荷に対しての電源供給が可能である。
常設代替交流電源設備からの電源供給を考慮する負荷については約
1,128kW であるが，常設代替交流電源設備（常設代替高圧電源装置 2 台）の連続定格容量は 2,208kW であることから，必要負荷に対しての電源供給が可能である。
（添付資料 2.6.10）

2.6.5

結

論

事故シーケンスグループ「ＬＯＣＡ時注水機能喪失」では，原子炉の出力運転中に原子炉冷却材圧力バウンダリを構成する配管において中小破断ＬＯ
ＣＡが発生した後，高圧注水機能及び低圧注水機能が喪失し，かつ自動減圧系が機能喪失することで，原子炉水位の低下が継続し，炉心損傷に至ることが特徴である。事故シーケンスグループ「ＬＯＣＡ時注水機能喪失」に対す
る炉心損傷防止対策としては，初期の対策として逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動操作による原子炉減圧及び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）による原子炉注水手段を整備し，安定状態に向けた対策として，逃がし安全弁（自動減圧機能）を開維持することで常設低圧代替
2.6-36

注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による炉心冷却を継続する。
また，格納容器の健全性を維持するため，安定状態に向けた対策として常設
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
格納容器冷却手段及び格納容器圧力逃がし装置による格納容器減圧及び除熱手段を整備している。
事故シーケンスグループ「ＬＯＣＡ時注水機能喪失」の重要事故シーケンス「中小破断ＬＯＣＡ＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗」について有効性評価を行った。
上記の場合においても，逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動操作による原子炉減圧及び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）による原子炉注水を継続し，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及び格納容器圧力逃がし装置
による格納容器減圧及び除熱を実施することで，炉心の著しい損傷を防止することができる。
その結果，燃料被覆管温度及び酸化量，原子炉冷却材圧力バウンダリにかかる圧力並びに格納容器バウンダリにかかる圧力及び温度は，評価項目を満足している。また，安定状態を維持することができる。
なお，格納容器圧力逃がし装置の使用による敷地境界での実効線量は，周辺公衆に対して著しい放射線被ばくのリスクを与えることはない。
解析コード及び解析条件の不確かさの影響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，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，7 日間以上の供給が可能である。
2.6-37

以上のことから，事故シーケンスグループ「ＬＯＣＡ時注水機能喪失」において，逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動操作による原子炉減圧及び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）による原子炉注水並びに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格納容器圧力逃がし装置による格納容器減圧及び除熱の炉心損傷防止対策は，選定した重要事故シーケンスに対して有効であることが確認でき，事故シーケンスグループ「ＬＯＣＡ時注水機能喪失」
に対して有効である。

2.6-38

第 2.6－1 表
確認及び操作

ＬＯＣＡ時注水機能喪失における重大事故等対策について（1／4）
手

順

常設設備

・原子炉がスクラムしたことを確認する。
・格納容器圧力が 13.7kPa[gage]に到達したことによりＬＯＣＡが発生したことを確認する。

高圧注水機能喪失の確認

・原子炉水位が，原子炉水位異常低下（レベル２） 主蒸気隔離弁 ＊設定点に到達したことを確認する。
ＡＴＷＳ緩和設備
・高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔離時冷却系の （ 代 替 原 子 炉 再 循
自動起動に失敗したことを確認する。
環ポンプトリップ・高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔離時冷却系の 機能）
手動起動操作を実施し，手動起動に失敗したこ 逃 が し 安 全 弁 （ 安とを確認する。
全弁機能） ＊
・これらにより，高圧注水機能喪失と判断する。
・主蒸気隔離弁が閉止し，逃がし安全弁（安全弁機能）により原子炉圧力が制御されていることを確認する。
・再循環ポンプがトリップしたことを確認する。
・高圧注水機能喪失の確認後，一連の操作として 高圧代替注水系
高圧代替注水系の系統構 成操作及び起動操作 サ プ レ ッ シ ョ ン ・を実施する。
プール ＊常設代替直流電源
設備
・高圧注水機能喪失及び高圧代替注水系の起動操 －作失敗後，一連の操作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）の手動起動操作を実施し，手動起動に失敗したことを確認する。

2.6-39原子炉スクラム及びＬＯＣ
Ａ発生の確認

高圧代替注水系の起動操作

低圧注水機能喪失の確認＊－

重大事故等対処設備
可搬型設備
計装設備
－
平均出力領域計装 ＊起動領域計装 ＊ドライウェル圧力 ＊サプレッション・チェンバ圧
力＊
原子炉水位（広帯域） ＊－原子炉水位（燃料域） ＊原子炉水位（ＳＡ広帯域）
原子炉水位（ＳＡ燃料域）
高圧炉心スプレイ系系統流量＊

原子炉隔離時冷却系系統流量＊

原子炉圧力 ＊
原子炉圧力（ＳＡ）－

高圧代替注水系系統流量－

低圧炉心スプレイ系ポンプ吐
出圧力 ＊
残留熱除去系ポンプ吐出圧力＊：有効性評価上考慮しない操作
既許可の対象となっている設備を重大事故等対処設備に位置付けるもの

第 2.6－1 表
確認及び操作

ＬＯＣＡ時注水機能喪失における重大事故等対策について（2／4）
手

順

常設設備
・高圧炉心スプレイ系，原子炉隔離時冷却系， －低圧炉心スプレイ系及び残留熱除去系（低圧注水系）の回復操作を実施する。
常 設 低 圧 代 替 注 水 系 ポ ン プ を ・低圧注水機能喪失及びＬＯＣＡ発生の確認 常 設 低 圧 代 替 注 水用いた低圧代替注水系（常設）後，原子炉冷却材浄化系吸込弁の閉止操作 系ポンプを実施し，常設代替注水ポンプを用いた低 代替淡水貯槽の起動操作
圧代替注水系（常設）を起動する。
常設代替高圧電源
・外部電源が喪失している場合は，常設代替 装置
高圧電源装置を起動し，緊急用母線を受電 軽油貯蔵タンクする。
可 搬 型 代 替 注 水 中 型 ポ ン プ を ・低圧注水機能喪失の確認後，可搬型代替注 西側淡水貯水設備
用いた低圧代替注水系（可搬水中型ポンプ準備及びホース敷設等を実施型）の起動準備操作する。
逃がし安全弁（自動減圧機能） ・常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代 逃 が し 安 全 弁 （ 自の手動による原子炉減圧操作
替注水系（常設）の起動準備操作の完了後， 動減圧機能） ＊逃がし安全弁（自動減圧機能）7 弁の手動開 非 常 用 窒 素 供 給 系
高圧窒素ボンベ ＊放により，原子炉減圧操作を実施する。
・原子炉水位が燃料有効長頂部を下回った場 所 内 常 設 直 流 電 源
合は，炉心損傷がないことを継続的に確認 設備する。
・原子炉減圧により常設低圧代替注水系ポン 常 設 低 圧 代 替 注 水
原子炉水位の調整操作（低圧代替注水系（常設））
プを用いた低圧代替注水系（常設）からの 系ポンプ
原子炉注水が開始され，原子炉水位が回復 代替淡水貯槽したことを確認する。
常設代替高圧電源
・原子炉水位回復後は，原子炉水位を原子炉 装置
水位低（レベル３）設定点から原子炉水位 軽油貯蔵タンク
高（レベル８）設定点の間に維持する。
高圧注水機能及び低圧注水機
能の回復操作

2.6-40＊

重大事故等対処設備
可搬型設備
－
－

計装設備

－

常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力
緊急用Ｍ／Ｃ電圧

可搬型代替注水中型ポンプ－－

原子炉圧力 ＊
原子炉圧力（ＳＡ）
格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ） ＊
格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ） ＊

原子炉水位（広帯域） ＊原子炉水位（燃料域） ＊原子炉水位（ＳＡ広帯域）
原子炉水位（ＳＡ燃料域）
低圧代替注水系原子炉注水流量
代替淡水貯槽水位：有効性評価上考慮しない操作
既許可の対象となっている設備を重大事故等対処設備に位置付けるもの－

第 2.6－1 表
確認及び操作代替循環冷却系の起動操作

ＬＯＣＡ時注水機能喪失における重大事故等対策について（3／4）
手順

・海水系による冷却水供給が確保された時点
で代替循環冷却系を起動し，原子炉注水を実施する。
・格納容器圧力が 245kPa［gage］に到達した
場合は，代替循環冷却系による格納容器ス
プレイ操作を実施する。

2.6-41

常 設 低 圧 代 替 注 水 系 ポ ン プ を ・格納容器圧力が 279kPa[gage] 又はドライウ
ェル雰囲気温度がドライウェル設計温度で用いた代替格納容器スプレイある 171℃に近接したことを確認する。
冷 却 系 (常 設 )に よ る 格 納 容 器
冷却操作
・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を実施する。
・サプレッション・プール水位が，通常水位＋5.5m に到達した時点で，格納容器圧力逃がし装置による格納容器減圧及び除熱の準備を実施する。
・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，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を
停止する。
＊

常設設備
緊急用海水系
代替循環冷却系ポンプ
常設代替高圧電源装置
軽油貯蔵タンク
サプレッション・
プール ＊常設低圧代替注水系ポンプ
代替淡水貯槽
常設代替高圧電源装置
軽油貯蔵タンク

重大事故等対処設備
可搬型設備
計装設備
－
ドライウェル圧力 ＊サプレッション・チェンバ圧力＊－

緊急用海水系流量（残留熱除去
系熱交換器）
代替循環冷却系流量原子炉注
水流量
代替循環冷却系格納容器スプ
レイ流量
ドライウェル圧力 ＊ドライウェル雰囲気温度 ＊サプレッション・チェンバ圧力＊

低圧代替注水系格納容器スプ
レイ流量
代替淡水貯槽水位
サプレッション・プール水位 ＊原子炉水位（広帯域） ＊原子炉水位（燃料域） ＊原子炉水位（ＳＡ広帯域）
原子炉水位（ＳＡ燃料域）
低圧代替注水系原子炉注水流量：有効性評価上考慮しない操作
既許可の対象となっている設備を重大事故等対処設備に位置付けるもの

第 2.6－1 表
確認及び操作

ＬＯＣＡ時注水機能喪失における重大事故等対策について（4／4）
手順

2.6-42

格納容器圧力逃がし装置による格納容器減圧及び除熱操作（サプレッション・チェンバ側）

・原子炉満水操作として，原子炉水位を可能な限り高く維持する。
・格納容器圧力が 310kPa［gage］に到達したことを確認し，サプレッション・チェンバ側から格納容器圧力逃がし装置による格納
容器減圧及び除熱操作を実施する。
・なお，格納容器圧力逃がし装置が使用できない場合には，耐圧強化ベント系による格
納容器減圧及び除熱操作が可能である。

可搬型代替注水中型ポンプによる水源補給操作

・水源補給のための可搬型代替注水中型ポン
プの移動，ホース敷設等を実施する。
・代替淡水貯槽の残量に応じて，可搬型代替
注水中型ポンプにより西側淡水貯水設備から代替淡水貯槽に水源補給操作を実施する。
・タンクローリにより可搬型設備用軽油タン
クから可搬型代替注水中型ポンプへの燃料給油を実施する。
・代替燃料プール冷却系等を用いて使用済燃料プールへの注水及び冷却を実施する。

タンクローリによる燃料給油操作
使用済燃料プールの冷却操作＊

常設設備
格納容器圧力逃がし装置耐圧強化ベント系

重大事故等対処設備
可搬型設備
計装設備
－
ドライウェル圧力 ＊サプレッション・チェンバ圧力＊

サプレッション・プール水位 ＊格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ） ＊
格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ） ＊
フィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
代替淡水貯槽水位

代替淡水貯槽西側淡水貯水設備

可搬型代替注水中型ポンプ

可搬型設備用軽油
タンク

タンクローリ

－－－－：有効性評価上考慮しない操作
既許可の対象となっている設備を重大事故等対処設備に位置付けるもの

第 2.6－2 表
項

目

解析コード
原子炉熱出力原子炉圧力（圧力容器ドーム部）

主要解析条件（ＬＯＣＡ時注水機能喪失）（1／5）

主要解析条件
原子炉側：ＳＡＦＥＲ
格納容器側：ＭＡＡＰ
3,293MW

条件設定の考え方
本重要事故シーケンスの重要現象を評価できる解析コード
定格熱出力を設定

初期条件

2.6-43

6.93MPa[gage]

定格圧力を設定

原子炉水位

通常運転水位（セパレータ
スカート下端から＋126 ㎝）

通常運転水位を設定

炉心流量48,300 t／h

定格流量を設定

炉心入口温度
炉心入口サブクール度

約 278℃
約 9℃

燃

９×９燃料（Ａ型）

熱平衡計算による値
熱平衡計算による値
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
初期の燃料棒線出力密度が大きい方が燃料被覆管温度の観点で厳しい設定となるため，保安規定の運転上の制限における上限値を設定
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
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
ドライウェル内ガス冷却装置の設計温度を設定

料

燃料棒最大線出力密度44.0kW／m

原子炉停止後の崩壊熱

ANSI／ANS-5.1-1979（燃焼度 33GWd／t）

格納容器圧力5kPa[gage]

ドライウェル雰囲気温度

57℃

第 2.6－2 表
項目

主要解析条件（ＬＯＣＡ時注水機能喪失）（2／5）

主要解析条件

条件設定の考え方

初期条件

2.6-44
事故条件

格納容器体積（ドライウェル）5,700m３

設計値を設定格納容器体積（ウェットウェル）

空間部：4,100m３
液相部：3,300m３

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

サプレッション・プール水位

6.983m（通常水位－4.7cm）

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

サプレッション・プール水
温度32℃

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

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）

設計値を設定外部水源の水温35℃

起因事象

再循環配管に
約 3.7cm２ 及び約 9.5cm２ の破断が発生安全機能の喪失に対する仮定

高圧注水機能喪失
低圧注水機能喪失
原子炉減圧機能喪失

外部電源

外部電源あり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，年間の気象条件変化を包含する高めの水温を設定
破断位置は，冷却材の流出流量が大きくなるため炉心冷却の観点で厳しい液相部
配管とし，シュラウド内外で燃料被覆管温度及び事象進展に有意な差がないこと
及び格納容器破損防止対策の有効性評価では原子炉冷却材圧力バウンダリに接続する配管の中で最大口径の破断を想定することを考慮し，再循環配管とする。
破断面積は，低圧代替注水系（常設）を用いた原子炉注水により燃料被覆管の破裂発生を防止可能な範囲とし，不確かさを考慮して約 3.7 ㎝ ２ 及び約 9.5 ㎝ ２ とする。
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
また，原子炉減圧機能として自動減圧系の機能喪失を設定
原子炉スクラムが原子炉水位低（レベル３）信号にて発生し，再循環ポンプトリ
ップが原子炉水位異常低下（レベル２）信号にて発信するため，原子炉水位の低下が大きくなり，炉心の冷却の観点で厳しくなる外部電源ありを設定
なお，評価上は保守的に外部電源の有無に依らず給水流量の全喪失を想定している。

第 2.6－2 表
項

主要解析条件（ＬＯＣＡ時注水機能喪失）（3／5）

目

主要解析条件

原子炉スクラム

原子炉水位低（レベル３）信号（遅れ時間：1.05 秒）

設計値を設定主蒸気隔離弁

原子炉水位異常低下（レベル２）信号で閉止設計値を設定ＡＴＷＳ緩和設備（代替原子炉再循環ポンプト
リップ機能）

原子炉水位異常低下（レベル２）信号で全台トリップ

設計値を設定重大事故等対策に関連する機器条件

2.6-45（原子炉圧力制御時）
安全弁機能
7.79MPa［gage］×2 個，385.2t／h／個
8.10MPa［gage］×4 個，400.5t／h／個
8.17MPa［gage］×4 個，403.9t／h／個
8.24MPa［gage］×4 個，407.2t／h／個
8.31MPa［gage］×4 個，410.6t／h／個（原子炉手動減圧操作時）
逃がし安全弁（自動減圧機能）7 弁を開放することによる原子炉減圧＜原子炉圧力と逃がし安全弁蒸気流量の関係＞

条件設定の考え方

設計値を設定なお，安全弁機能は逃がし弁機能に比べて原子炉圧力が高めに維持され，原子炉減圧操作時に原子炉圧力が所定の圧力に到達するまでの時間が遅くなるため，事象発生初期において高圧注水機能が喪失し低圧注水機能を用いて原子炉注水を実施する事故シーケンスにおいては，評価項目に対して厳しい条件となる

逃がし安全弁

逃がし安全弁の設計値に基づく原子炉圧力と蒸気流量の関係から設定

第 2.6－2 表
項目

主要解析条件（ＬＯＣＡ時注水機能喪失）（4／5）
主要解析条件

条件設定の考え方
炉心冷却性の観点で厳しい設定として，機器設計上の最小要求値である最小流量特性を設定

2.6-46＜常設低圧代替注水系ポンプ 2 台による注水特性＞
4.0

3.0

低圧代替注水系（常設）（原子炉注水単独時）
最小流量特性（2 台）
・注水流量：0m３ ／h～378m３ ／h
・注水圧力：0MPa[dif]～2.38MPa[dif]原子炉圧力（MPa[dif]）

重大事故 等対策に関連する機器条件

原子炉水位が原子炉水位高（レベル８）設定点まで回復した以降は原子炉水位を原子炉水位低（レベル３）設定点から原子炉水位高（レベル８）設
定点の範囲に維持

2.0

1.0

0.0
0

100

200

300

400

500

流量（m3 /h）

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）

格納容器圧力逃がし装置（原子炉注水と格納容器スプレイ併用時）
・注水流量：230m３ ／h（一定）
格納容器圧力が 217kPa[gage]に到達した場合は停止し，279kPa[gage]に到達した場合に再開し，
サプレッション・プール水位が通常水位＋6.5mに到達した場合に停止する。
スプレイ流量：130m３ ／h（一定）
排気流量：13.4kg／s（格納容器圧力 310kPa[gage]において）設計に基づき，併用時の注入先圧力及び系統圧損を考慮しても確保可能な流量を設定
サプレッション・プール水位の上昇が早くなり，格納容器圧
力逃がし装置による格納容器減圧及び除熱操作までの操作
時間余裕の観点で厳しい条件として，運転手順の流量調整範囲（102m３ ／h ～130m３ ／h）における上限を設定
格納容器減圧特性の観点で厳しい設定として，機器設計上の最低要求値である最小流量特性を設定

第 2.6－2 表
項目

主要解析条件（ＬＯＣＡ時注水機能喪失）（5／5）
主要解析条件

2.6-47

重大事故等対策に
関 連す る 操 作 条 件

逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作（常設低圧代替注水系ポンプ 事象発生から 25 分後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
格納容器圧力逃がし装置による格納容器減圧及び除熱操作（サプレッション・チェンバ側）

条件設定の考え方
運転手順に基づき，高圧・低圧注水機能喪失を確認し，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）の準備が完了した時点で原子炉減圧を実施するため，外部電源がない場合も考慮し，状況判断，高圧注水機能喪失の確認，解析上考慮しない高圧代替注水系の起動操作，低圧
注水機能喪失の確認，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）の起動操作及び逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作に要する時間を考慮して設定格納容器圧力279kPa[gage]到達時

運転手順に基づき格納容器ベント実施基準である格納容器
最高使用圧力（310kPa[gage]）に対する余裕を考慮して設
定

格納容器圧力310kPa[gage]到達時

運転手順に基づき，格納容器最高使用圧力を踏まえて設定

２Ｃ非常用ディーゼル発電機，２Ｄ非常用ディーゼル発電機及び高圧炉心スプレイ系ディーゼ
ル発電機

凡

例
：安全機能の喪失を仮定する設備：評価上考慮しない設備

逃がし安全弁（自動減圧機能）Ｇ：破断箇所

常設代替高圧電源装置
タービンへ

耐圧強化
ベント系

原子炉圧力容器

Ｇ

原子炉建屋
東側接続口

軽油貯蔵タンク→
再循環ポンプドライウェル

2.6-48

代替
循環
冷却系
ポンプ
(Ａ)

←

→

残留熱除去系ポンプ(Ａ)

残留熱除去系
ポンプ(Ｂ)※1
緊急用海水ポンプ（Ａ），（Ｂ）→

残留熱除去系
海水ポンプ(Ｂ)，(Ｄ)

↑

代替
循環
冷却系
ポンプ
(Ｂ)

タンクローリ
原子炉建屋
西側接続口

高所東側
接続口
高所西側
接続口

→

※2

※3

サプレッション
・プール

残留熱除去系
海水ポンプ(Ａ)，(Ｃ)→格納容器圧力逃がし装置

サプレッション・
チェンバ

↑

→

※3

→

※1

→

※2

※1 海へ

←
低圧炉心スプレイ系ポンプ↑

可搬型設備用軽油タンク

常設低圧代替注水系↑ ポンプ(Ａ)，(Ｂ)

海へ ※2

→

可搬型代替注水中型ポンプ

残留熱除去系ポンプ(Ｃ)

→

←

高圧炉心
スプレイ系ポンプ

原子炉隔離時冷却系ポンプ

海

復水貯蔵タンク

代替淡水貯槽西側淡水貯水設備←
常設高圧代替注水系ポンプ

第 2.6－1 図

ＬＯＣＡ時注水機能喪失時の重大事故等対策の概略系統図（1／3）（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）による原子炉注水段階）

２Ｃ非常用ディーゼル発電機，２Ｄ非常用ディーゼル発電機及び高圧炉心スプレイ系ディーゼ
ル発電機

凡

例
：安全機能の喪失を仮定する設備：評価上考慮しない設備

逃がし安全弁（自動減圧機能）Ｇ：破断箇所

常設代替高圧電源装置
タービンへ

耐圧強化
ベント系

原子炉圧力容器

Ｇ

原子炉建屋
東側接続口

軽油貯蔵タンク→
再循環ポンプドライウェル

2.6-49

代替
循環
冷却系
ポンプ
(Ａ)

←

→

残留熱除去系ポンプ(Ａ)

残留熱除去系
ポンプ(Ｂ)※1
緊急用海水ポンプ（Ａ），（Ｂ）→

残留熱除去系
海水ポンプ(Ｂ)，(Ｄ)

↑

代替
循環
冷却系
ポンプ
(Ｂ)

タンクローリ
原子炉建屋
西側接続口

高所東側
接続口
高所西側
接続口

→

※2

※3

サプレッション
・プール

残留熱除去系
海水ポンプ(Ａ)，(Ｃ)→格納容器圧力逃がし装置

サプレッション・
チェンバ

↑

→

※3

→

※1

→

※2

※1 海へ

←
低圧炉心スプレイ系ポンプ↑↑

可搬型設備用軽油タンク

常設低圧代替注水系ポンプ(Ａ)，(Ｂ)

海へ ※2

→

可搬型代替注水中型ポンプ

残留熱除去系ポンプ(Ｃ)

→

←

高圧炉心
スプレイ系ポンプ

原子炉隔離時冷却系ポンプ

海

復水貯蔵タンク

代替淡水貯槽西側淡水貯水設備←
常設高圧代替注水系ポンプ

第 2.6－1 図

ＬＯＣＡ時注水機能喪失時の重大事故等対策の概略系統図（2／3）（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）による原子炉注水及び代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却段階）

凡

２Ｃ非常用ディーゼル発電機，２Ｄ非常用ディーゼル発電機及び高圧炉心スプレイ系ディーゼ
ル発電機

例：安全機能の喪失を仮定する設備：評価上考慮しない設備

逃がし安全弁（自動減圧機能）Ｇ：破断箇所

常設代替高圧電源装置
タービンへ

耐圧強化
ベント系

原子炉圧力容器

Ｇ

原子炉建屋
東側接続口

軽油貯蔵タンク→
再循環ポンプドライウェル

2.6-50

代替
循環
冷却系
ポンプ
(Ａ)

←

→

残留熱除去系ポンプ(Ａ)

残留熱除去系
ポンプ(Ｂ)※1
緊急用海水ポンプ（Ａ），（Ｂ）→

残留熱除去系
海水ポンプ(Ｂ)，(Ｄ)

↑

代替
循環
冷却系
ポンプ
(Ｂ)

タンクローリ
原子炉建屋
西側接続口

高所東側
接続口
高所西側
接続口

→

※2

※3

サプレッション
・プール

残留熱除去系
海水ポンプ(Ａ)，(Ｃ)→格納容器圧力逃がし装置

サプレッション・
チェンバ

↑

→

※3

→

※1

→

※2

※1 海へ

←
低圧炉心スプレイ系ポンプ↑↑

可搬型設備用軽油タンク

常設低圧代替注水系ポンプ(Ａ)，(Ｂ)

海へ ※2

→

可搬型代替注水中型ポンプ

残留熱除去系ポンプ(Ｃ)

→

←

高圧炉心
スプレイ系ポンプ

原子炉隔離時冷却系ポンプ

海

復水貯蔵タンク

代替淡水貯槽西側淡水貯水設備←
常設高圧代替注水系ポンプ

第 2.6－1 図

ＬＯＣＡ時注水機能喪失時の重大事故等対策の概略系統図（3／3）（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）による原子炉注水及び格納容器圧力逃がし装置による格納容器減圧及び除熱段階）

(解析 上 の時 刻)(0秒)

原子 炉冷 却 材喪 失（中 小破 断 LOCA）（給水流量の全喪失※１）

凡例：操 作・ 確 認（当直 運転 員 ）：プ ラン ト 状態（解 析）：判 断

原子 炉水 位 低（ レベ ル３ ）設定 点到 達：解 析上 考 慮しない 操作：重 大事 故 等対応要 員（ 現 場） の作 業
：運 転員 と 重大事故 等対 応 要員 （現 場 ）原子 炉ス ク ラム ※ ２
及び ＬＯ Ｃ Ａ発 生の 確認 ※ ３の共 同作 業

※１ ：原 子 炉水 位の 低下 を 厳し くす る 観 点か ら， 給 水流 量の全喪 失 を想 定す る 。
(約22秒)

原子 炉水 位 異常 低下（レ ベル ２ ）設 定点 到達

高圧 注水 機 能喪 失の 確認 ※ ４

低圧 注水 機 能喪 失の 確認 ※ ４

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 ）の起 動操 作 ※ ５ ， ６(約25分)

主蒸 気隔 離 弁閉 止
逃が し安 全 弁に よる
原子 炉圧 力 制御 の確 認 ※ ４※３ ：Ｌ Ｏ ＣＡ 発生 は， 以 下に より 判 断 する 。
・格 納容 器 圧力が 13.7kPa[gage]に到 達※４ ：中 央 制御 室に て ，機 器 ラン プ表 示 ，警 報， ポ ンプ 吐出圧 力， 系 統流 量， 原 子炉 水位（ 広帯 域），原 子 炉圧 力等 にて 確 認す る 。

再循 環ポ ン プ
トリ ップ の 確認 ※ ４※５ ：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） の 起動 操作 は ，以 下によ り判 断 する 。
・高 圧・ 低 圧注 水機 能喪 失

高圧 代替 注 水系 の
起動 操作

高圧 ・低 圧 注水
機能 の回 復 操作

※６ ：外 部 電源 がな い 場合 に は， 常設 代 替高 圧電 源 装置 による 緊急 用 母線 受電 操 作を 実施す る。
可搬 型代 替 注水 中型 ポン プ を用い た低 圧 代替 注水 系
（可 搬型 ） の起 動準 備操 作

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） 以 外に よる 原子 炉 注水 操作・代 替循 環 冷却 系に よる 原 子炉 注水 操 作
・制 御棒 駆 動水 圧系 によ る 原子 炉注 水 操 作
・ほ う酸 水 注入 系に よる 原 子炉 注水 操 作
・消 火系 に よる 原子 炉注 水 操作
・補 給水 系 によ る原 子炉 注 水操 作
・可 搬型 代 替注 水中 型ポ ン プ又 は可 搬 型 代替 注水 大 型
ポン プを 用 いた 低圧 代替 注 水系 （可 搬 型 ）に よる 原子炉 注水 操 作

逃が し安 全 弁（ 自動 減圧 機 能）の手 動に よ る原 子炉 減圧 操 作 ※ ７

原子炉水位が燃料有効長頂部に到達※８，９※２ ：原 子 炉ス クラ ムは ， 中央 制御 室 に て平 均出 力 領域 計装等に よ り確 認す る 。

使用 済燃 料 プー ルの
冷却 操作

可搬 型代 替 注水 中型
ポン プに よ る
水源 補給 操 作

タン クロ ー リに よる
燃料 給油 操 作

※７

逃 が し安 全弁 （自 動 減圧 機能 ） の 手動 によ る 原子 炉減 圧操 作 は， 以下 に よ り判 断す る 。
・低 圧で 原 子炉 注水 可能 な 系統 又は 低 圧 代替 注水 系 1 系 統以上起 動 でき た場 合

炉心 損傷 な しの 継続 確認 ※ ９ ， １ ０※８

炉心損傷が確認された
場合 は ，炉 心損 傷 後の 対
応手 順に 移 行す る

原 子 炉 水位 が 燃 料有 効 長 頂 部以 下 と なっ た 場 合 は， 格 納 容器雰 囲 気 監視 系 等 によ り 格 納容器 内の 水 素・ 酸素 濃度 を 確認 する 。

※９

破 断 面 積が 重 要 事故 シ ー ケ ンス で の 設定 よ り 大 きい 場 合 は，原 子 炉 水位 の 低 下が 早 く なる こと で ， 燃 料有 効 長 頂 部 到達 及 び 炉 心 損 傷な し の 継 続確 認実 施 のタ イ ミ ン グ が 早 くな
る。

※１ ０

炉 心損 傷は，以 下に より 判 断す る。
（ 炉心 損傷 が 確認 され た場 合 は炉 心損 傷後 の手 順 に移行 ）・ 格 納 容 器 雰 囲 気 放 射 線 モ ニ タ ガ ン マ 線 線 量 率 が 設計 基 準 事 故 （ 原 子 炉 冷 却 材 喪 失 ）相当の 10 倍 以上な お ， 格 納 容 器 雰 囲 気 放 射 線 モ ニ タ （ Ｄ ／ Ｗ ） 及 び （ Ｓ ／Ｃ ） に よ る 炉 心 損 傷 発 生 の判断 がで き ない 場合 は， 原 子炉 圧力 容 器 温度 によ り 判断 する。

※ １１

原 子 炉減 圧 時 には 原 子 炉 水位 計 凝 縮槽 内 の 原 子炉 冷却 材の 減 圧 沸 騰に よ り 原子 炉 水 位の 指示 値 の 信 頼 性が 損 な わ れる お そ れ が あ るた め ， 原 子炉 水位 不 明 でな い こ と を 確認
する 。原 子 炉水 位不 明は ， 以下 のい ず れ かに より 判 断す る。
・ド ライ ウ ェル 雰囲 気温 度 と原 子炉 圧 力 の関 係が 原子炉 水位 不明 領 域に 入っ た 場 合・原 子炉 水 位の 計装 電源 が 喪失 した 場 合・ 原 子 炉 水 位 の 指 示 値 の ば ら つ き が 大 き く 燃 料 有効 長 頂 部 以 上 で あ る こ と が 判 断 で
きな い場 合※１ ２

原 子炉 水位 不明 の 場合 は，原子 炉 圧力 容器 を 満水 とし，原 子炉 圧力 と サプ レ ッシ ョン・
チ ェン バ 圧 力 の 差圧 を 確 認 する こ と で ， 原 子炉 水 位 が 燃料 有効 長 頂 部以 上 で あ る ことを確 認す る 。

※ １３

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 り， 原 子 炉水 位 を 原子炉 水位 低（レ ベ ル３ ）設定 点か ら 原子 炉水 位高（ レベ ル ８）設 定点 の間 に 維持 する。

※１ ４

解 析上 考慮 しな い 代替 循環 冷 却 系は ，実 際 には 以下 の運 用 とし てい る 。
・ 事 象 初 期 に お け る 原 子 炉 注 水 に 当 た っ て は ， 海 水 系 に よる 冷 却 水 供 給 を 必 要 と し な
い 低 圧 代 替 注 水 系 （ 常 設 ） を 優 先 し ， 海 水 系 に よ る 冷 却水 供 給 が 確 保 さ れ た 後 に 代替循 環冷 却 系に よる 原子 炉 注水 に切 り 替 える 。
・格 納容 器 圧力が 245kPa[gage]に 到 達し た時 点で ， 代替循環 冷却 系 によ る格 納 容 器ス
プ レ イ を 実 施 す る 。 ま た ， 代 替 循 環 冷 却 系 は ， 原 子炉 注 水 及 び 格 納 容 器 ス プ レ イ の併用 が可 能 な設 計と して い る。

サプレッション・プール水位
通常水位＋6.5m到達※ １５

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 却の 停止 操作 ※１７

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 作は ，解 析上 は 130m ３ ／ h 一 定流 量で ， 格納 容器 圧力 を 217kPa[gage]から279kPa[gage]の範 囲 に 維 持 す るよ う 間 欠 運 転 とし て いる が ，実 際 に は 運 転 手順 に 従い
格納 容器 圧 力を 217kPa[gage]から 279kPa[gage]の 範 囲に 維持 する よう 102 ～130m ３ ／h の範 囲で スプ レ イ流 量を 調 整す る。

※１ ６

サ プレ ッシ ョン・プ ール 水位 が 通常 水位 ＋5.5m に 到達し た場 合は ，格 納 容器 ベン ト 準
備 のた め ， 中 央 制御 室 に て 機器 ラ ン プ 表 示 によ り 系 統 構成 を確 認 す ると と も に ， 格納容器 圧力 逃 がし 装置 一次 隔 離弁 を全 開 と する 。
格納 容器 圧 力逃 がし 装置 一 次隔 離弁 の 開 操作 は，「 サ プレ ッシ ョン・チ ェ ンバ 側」を優先して実施し，中央制御室からの遠隔操作及び現場での手動操作に失敗した場合は，「ド ライ ウ ェル 側」 の開 操 作を 実施 す る 。

※ １７

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 の 停止 は， 以下 に より 判断 す る 。
・サ プレ ッ ショ ン・ プー ル 水位 が通 常 水 位＋6.5m に到 達

※ １８格 納 容器 減 圧 及び 除 熱 操 作前 に ， 原子 炉 水 位 を可 能 な 限り 高く 維 持す る こ とで ， 原 子
炉格 納容 器 への 放熱 を抑 制 し，格 納 容器 圧力 の上 昇 を緩 和する（ 解析 上考 慮 しな い。）。

原子 炉水 位 不明
でな いこ と の確 認 ※１１

水位 不明

水位 不明 で はな い
原子 炉満 水 操作 ※ １ ２

原子炉水位が燃料有効長頂部以上に回復

原子 炉水 位 の調 整操 作
（低 圧代 替 注水 系（ 常設 ）） ※ １ ３(約16時 間)

格納容器圧力279kPa[gage]到達

代替 循環 冷 却系 の
起動 操作 ※ １ ４

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 ※ １ ５（約 24 時間 ）サプ レッ シ ョン ・プ ール
通常 水位 ＋5.5m 到 達

格納 容器 圧 力逃 がし 装置 に よる 格
納容 器減 圧 及び 除熱 の準 備操作※１６（約 27 時間 ）Ⅰ

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）及 び 代替 循環 冷 却系 以外 による 格納 容 器冷 却
・可搬 型代 替注 水 中型 ポン プ 又は 可搬 型 代替 注水 大型ポ ンプ を 用い た代 替格 納 容器 スプ レ イ （可 搬型） によ る 格納 容器 冷却 操 作
・消 火系 に よる 格納 容器 冷 却操 作
・補 給水 系 によ る格 納容 器 冷却 操作
・ドラ イウ ェル 内 ガス 冷却 装 置に よる 格 納容 器除 熱操作Ⅱ

原子 炉満 水 操作 ※ １ ８(約28時 間)

格納容器圧力310kPa[gage]到達

格納 容器 圧 力逃 がし 装置 に よる 格
納容 器減 圧 及び 除熱 操作（ サプ レッ
ショ ン・ チ ェン バ側 ）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 を継 続す る こと で，原子 炉水位 を維持 し ，格 納容 器 圧力 逃が し装 置 によ る格 納容 器の減 圧及び除熱操作を継続することで格納容器圧力等の低下
傾向 を確 認 する 。ま た ，機 能喪 失 して いる 設備 の復旧 を試み ，残 留 熱除 去系 の 復旧 後，残 留熱 除去 系（ 原子炉 停止時 冷却 系 ）に より 冷 温停 止状 態 とし ，代 替循 環冷却 系
又は 残留 熱 除去 系（格 納容 器ス プ レイ 冷却 系及 びサプ レ
ッシ ョン・プー ル冷 却 系）によ る 除熱 が可 能で あるこ と及び水素濃度制御が可能であることを確認した後に格
納容器圧力逃がし装置による格納容器減圧及び除熱操作を 停止 し ，格 納容 器を 隔 離状 態と す る 。

第 2.6－2 図

格納 容器 圧 力逃 がし 装置 以 外に よる 格 納 容器
減圧 及び 除 熱操 作
・耐 圧強 化 ベン ト系 によ る 格納 容器 減 圧 及び
除熱 操作

Ⅲ

【有 効性 評 価の 対象 とし て いな いが 他 に 取り 得る 手 段】
Ⅰ
技術 基準 上 の全 ての 要求 事 項を 満た す こ とや 全て の プラ ント状況 に おい て使 用 す るこ とは 困難で ある が ，プ ラン ト 状況 によ っ ては ，事故 対応 に 有効 な設備と な る代 替循 環 冷 却系 ，制御 棒駆
動水 圧系 ，ほう 酸水 注 入系 ，消火 系，補 給 水系 及び 可 搬型 代替 注水 中 型ポ ンプ 又 は 可搬 型代 替注
水大 型ポ ン プを 用い た低 圧 代替 注水 系 （ 可搬 型） に よる 原子炉注 水 操作 も実 施 可 能で ある 。
Ⅱ
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 を優 先 する が， 可搬 型 代替 注水 中 型 ポン プを 用 いた 代替格納 容 器ス プレ イ 冷 却系 （可 搬 型）によ る格 納 容器 冷却 操作 も 実施 可能 で あ る。
技術 基準 上 の全 ての 要求 事 項を 満た す こ とや 全て の プラ ント状況 に おい て使 用 す るこ とは 困難で ある が，プラ ン ト状 況に よ って は，事 故対 応に 有 効な 設備 とな る 可搬 型代 替 注 水大 型ポ ンプ
を用 いた 代 替格 納容 器ス プ レイ 冷却 系 （ 可搬 型），消 火系 及び補 給水 系に よ る格 納 容器 冷却 操 作
も実 施可 能 であ る。
また，格 納容 器冷 却 等が でき な い場 合，ド ライ ウェ ル 内ガ ス冷 却装 置 によ る格 納 容 器圧 力等の上昇 の緩 和 も可 能で ある 。
Ⅲ
格納 容器 圧 力逃 がし 装置 に よる 格納 容 器 減圧 及び 除 熱操 作を優先 す るが ，耐圧 強 化 ベン ト系による 格納 容 器減 圧及 び除 熱 操作 も実 施 可 能で ある 。

ＬＯＣＡ時注水機能喪失（中小破断ＬＯＣＡ）の対応手順の概要
2.6-51

ＬＯＣＡ時 注水機能 喪失

経過時間（ 分）0

実施箇所・必要要員数

当直発電長

1人

20

中央監視
運転操作指揮約22秒

原 子炉 水位 異常 低 下（ レベ ル ２ ）設 定点 到 達

約40秒

ド ライ ウェ ル圧 力 高設 定点 （13.7kPa[gage]）到達

操作の内容
補佐

当直副発電長1人

運転操作指揮補佐

指揮者等

災害対策要員
（指揮者等）

4人

初動での指揮発電所内外連絡

50

60

70

80

90

100

110

備 考

プラ ント 状 況判 断
約15分

当直運転員
(現場)

40

原子 炉ス ク ラム

操作項目

当直運転員
(中央制御室)30

事象 発生【 】は他作業後移動してきた要員

責任者

10

原 子炉 水位 異常 低 下（レベ ル １ ）設 定点 到 達
25分

原 子 炉減 圧開 始

重大事故等対応要員(現場)●原子炉スクラムの確認●タービン停止の確認●外部電源喪失の確認●給水流量全喪失の確認

状況判断

2人
A,B

●ＬＯＣＡ発生の確認－

外 部 電 源 喪 失の 確 認 及 び
非 常 用 デ ィ ーゼ ル 発 電 機
等 の 自 動 起 動の 確 認 は ，
外 部 電 源 が ない 場 合 に 実
施する

10 分

－
●再循環ポンプトリップの確認●主蒸気隔離弁閉止及び逃がし安全弁（安全弁機能）による原子炉圧力制御の確認●非常用ディーゼル発電機等の自動起動の確認●高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔離時冷却系の自動起動失敗の確認●低圧炉心スプレイ系及び残留熱除去系（低圧注水系）の自動起動失敗の確認

高圧注水機能喪失の確
認

【1 人】
A

常設代替高圧電源装置による緊急用母線の受
電操作

【1 人】
B

中央制御室からの高圧
代替注水系 起動操作－

●高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔離時冷却系の手動起動操作（失敗）

2分

－

－

●常 設代 替高 圧電 源装 置2台 の起 動操 作及 び緊 急用母線の受電操作

4分

【1人】
A

－

－

●高圧代替注水系による原子炉注水の系統構成操作及び起動操作

低圧注水機能喪失の確
認

【1人】
A

－

－

●低 圧炉 心ス プレ イ系 及び 残留 熱除 去系(低圧 注水系)の手動起動操作（失敗）

高圧注水機能及び低圧
注水機能の回復操作

－

2人
C，D

－

●高圧注水 機能及び 低圧注水 機能の回 復操作 ，失
敗原因調査

【1人】
B

－

－

●原子炉冷却材浄化系吸込弁の閉止操作

2分
3分

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）の起動操
作

－

【1人】
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）による原子炉注水の系統構成操作
及び起動操作

可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替
注水系（可搬型）の起動
準備操作

－

－

8人
a～j

●可搬型代替注水中型ポンプの移動，ホース敷設等の操作

逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子
炉減圧操作

【1 人】
B

－

－

●逃がし安全弁（自動減圧機能）7弁の手動開放操作

原子炉水位の調整操作(低圧代替注水系（常
設）)

【1 人】
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）による原子炉注水の調整操作

第 2.6－3 図

外 部 電 源 が ない 場 合 に 実施する

4分

解析上考慮しない

4分
適宜 実施

170 分

1分

原子 炉水 位 を原 子炉 水位 低 （レ ベル ３ ） 設定 点か ら 原子 炉水 位高 （ レベ ル８ ） 設 定点 の間 に 維持 する

ＬＯＣＡ時注水機能喪失の作業と所要時間（1／2）

2.6-52

解析上考慮 しない

解析上考慮 しない

ＬＯＣＡ時 注水機能 喪失

経過時間（ 時間）
4

25分

8

12

16

約16時間

【 】は他作業後移動してきた要員

24

28

32

約24時間

サプ レッ ショ ン ・プ ール 水 位
約27時間

運転員
(現場)

重大事故等対応要員(現場)

原子炉水位の調整
操作(低圧代 替注
水系（常設）)

【1人】
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）による原子炉注水の調整操作

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

【1人】
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

代替循環冷却系による原子炉注
水操作及び格納容器除熱操 作

【1人】
A

－

－

原子炉満水 操作

【1人】
A

格納容器圧力逃がし装置による
格納容器減圧及び除熱の準備操作
格納容器圧力逃がし装置による
格納容器減圧及び除熱操作（サプレッション・チェンバ側）
可搬型代替注水中型ポンプを用いた
低圧代替注水系（可搬型）の準備
操作
西側淡水貯水設
備を水源とした可搬型代替注水中型ポンプによる代替淡水貯槽への補給操 作

【1人】
A

【1 人】
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）による原子炉注水の流量増加操作●代替燃料プール冷却系の起動操作

15 分●格納容器 圧力逃が し装置に よる格納 容器減圧 及 び
除熱の準備 操作（中 央制御室 での第一 弁操作）

－

【1 人】
A

－

－

●格納容器圧力逃がし装置による格納容器減圧及び除熱操作（中央制御室での第二弁操作）

－

－

3人
(参集)

●第二弁現場操作場所への移動●格納容器逃がし装置による格納容器減圧及び除熱操作（現場での第二弁操作）

－

－

8人
a～h

●可搬型代替注水中型ポンプの移動，ホース敷設等の操
作

－

－

【8人】
a～h

●可搬型代替注水中型ポンプの移動，ホース敷設等の操
作

－

－

【2人】
a,b

●可搬型代替注水中型ポンプの起動操作及び水源補給
操作

－

2人
（参集）

2人
A,B

解析上考慮 しない
25時間後ま でに実施 する

5分
125 分

解析上考慮 しない

格納 容器 ベ ント 実施 後
75 分

170 分

●可搬型設備用軽油タンクからタンクローリへの給油
操作

解析上考慮 しない

180 分

適宜 実施

代替淡水貯槽の枯渇までには十分な時間があり，代替淡水貯槽の残量に応じて適宜補 給を実施 する
タンクローリ残量に応じて適宜軽油タンクから補
給

90 分

適宜 実施

8人 a～h及び参集5人

第 2.6－3 図

適 宜状 態監 視

解析上考慮 しない

●可搬型代替注水中型ポンプへの給油操作

3人
C,D,E

解析上考慮 しない
解析上考慮 しない
スロッシングによる水位低下がある場合は代替燃
料プール冷却系の起動までに実施す る

適宜 実施

20 分

【2人】+1人
C,D,E

必要要員合計

解析上考慮 しない
代替循環冷却系のみで状態維持が可能な場合は，低圧代替注水系（常設）による注水 を停止す る

原子 炉水 位 を可 能な 限り 高 く維 持

●緊急用海水系による海水通水の系統構成操作及び起
動操作

－

－

格納 容器 圧力 310kPa[gage]到 達

格納 容器 ス プレ イ中 適宜 状 態監 視

●第一弁現 場操作場 所への移 動●格納容器 圧力逃が し装置に よる格納 容器減圧 及 び
除熱の準備 操作（現 場での第 一弁操作 ）タンクローリによる燃料給油操
作

通 常水 位 ＋6.5m到 達

適宜 原子 炉 注水 を調 整－

備 考

格納 容器 ス プレ イ中 適宜 状 態監 視

●常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水操作
使用済燃料プールの冷却操作

48

原子炉水 位 を原 子炉 水位 低 （レ ベル ３ ） 設定 点か ら 原子 炉水 位高 （ レベ ル８ ） 設 定点 の間 に 維持 する●代替循環 冷却系に よる格納 容器除熱 操作－

44

通 常水 位 ＋5.5m到 達

サプ レッ ショ ン ・プ ール 水 位

約28時間●代替循環 冷却系に よる原子 炉注水操 作－

40

格納 容器 圧力 279kPa[gage]到 達

操作の内容

運転員
(中央制御室)36

原 子 炉減 圧開 始

実施箇所・必要要員数

操作項目

20

ＬＯＣＡ時注水機能喪失の作業と所要時間（2／2）

2.6-53

10
逃がし安全弁（安全弁機能）開閉による圧力制御（最大値：約 7.79MPa[gage]）
逃がし安全弁（自動減圧機能）
7 弁による手動減圧（約 25 分）

8

原子 炉圧力原子炉圧力

6
主蒸気隔離弁閉止による圧力上昇4(MPa[abs])（MPa[abs]）

2

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）
SA3NT2SBA99AG2NR000

第 2.6－4 図

原子炉圧力の推移（約 3.7cm２ の破断）

再冠水過程における露出と冠水の繰り返しによるボイド率の増減に応じた二相水位の変化

20

原子 炉水 位 （シュ ラウ ド内外水 位）

原子炉水位（シュラウド内外水位）

原子炉減圧に伴う減圧沸騰
逃がし安全弁（安全弁機能）から による水位上昇（約 25 分）の蒸気の流出による水位の低下
原子炉減圧に伴う蒸気流出による
水位低下

シュラウド内（炉心上部プレナム）

15

再冠水以降の蒸気発生に伴うボイド率変化に応じた二相水位の変化
レベル 8

注水開始後，徐々に
水位が回復

レベル 3
レベル 2

10

レベル 1
燃料有効長頂部
シュラウド外シュラウド内（平均出力燃料集合体）
燃料有効長底部

5

シュラウド内（炉心下部プレナム）

（ｍ）
(m)

注水された未飽和水により炉心下部プレナムのボイド率が低下し，二相水位による満水が維持できなくなるため，水位が形成される

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）
SA3NT2SBA99AG2NR000

第2.6－5図※

原子炉水位（シュラウド内外水位）の推移（約3.7cm２ の破断） ※シュラウド内外水位はボイドを含む場合は，二相水位を示している。

2.6-54

1000

800

注水流量

注水流量

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）による注水（原子炉水位低（レベル３）から原子炉水位高（レベル８）の間に維持するよう注水）

600

３
（m3(m
/h）
／h) 400

200

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）
SA3NT2SBA99AG2NR000

第2.6－6図２

注水流量の推移（約3.7cm の破断）

3000
逃がし安全弁(自動減圧機能)
7 弁開放による手動減圧（約 25 分）

2500

蒸気 流量

蒸気流量

2000

1500

(t／h)
（t/h）

逃がし安全弁（安全弁機能）（原子炉圧力制御）

1000

500

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）

第2.6－7図SA3NT2SBA99AG2NR000
２

逃がし安全弁からの蒸気流量の推移（約3.7cm の破断）

2.6-55

500

原子 炉圧 力 容器 内 の保 有水 量

原子炉圧力容器内の保有水量

（ｔ）
(t)

逃がし安全弁（自動減圧機能）
7 弁開放による水量減少（25 分）

400

逃がし安全弁（安全弁機能）の圧力制御による水量減少

300
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）による原子炉注水開始による水量回復

200

100

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）

第2.6－8図

SA3NT2SBA99AG2NR000
２

原子炉圧力容器内の保有水量の推移（約3.7cm の破断）

1200

1000

燃料 被覆 管 温度

燃料被覆 管温度(℃)（℃）

原子炉スクラム後の出力低下及び減圧に伴う冷却材飽和温度低下により燃料被覆
管温度が低下800

燃料被覆管最高温度発生（約 616℃，約 37 分）（発熱部 10 分割中，下から 8 番目の位置）

炉心露出による
燃料被覆管温度上昇

600
原子炉減圧による飽和温度の低下（約 25 分）

炉心再冠水により飽和温度付近まで低下

400

200

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）
SA3NT2SBA99AG2NR000

第 2.6－9 図

２

燃料被覆管温度の推移（約 3.7cm の破断）

2.6-56

1.0E+6
核沸騰冷却（ボイド率に対応した値）

核沸騰冷却（再冠水時）

蒸気冷却

1.0E+5沸騰遷移冷却

熱伝達係 数

熱伝達係数

膜沸騰冷却(冠水時)
噴霧流冷却(露出時)

ボイド率増加に伴う熱伝達係数低下

1.0E+4

1.0E+3

２
(W／(m
・K))
2･K)）
（W/(m
1.0E+2

燃料被覆管最高温度
発生位置露出1.0E+1
燃料被覆管最高温度
発生位置再冠水

ボイド率の変化に応じて熱伝達係数が変化する

1.0E+0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）
SA3NT2SBA99AG2NR000

第2.6－10図

燃料被覆管最高温度発生位置における熱伝達係数の推移（約 3.7cm ２ の破断）

1.2
燃料被覆管最高温度
発生位置露出燃料被覆管最高温度
発生位置再冠水

1

ボイド率

ボイド率

0.8

0.6

逃がし安全弁（安全弁機能）
開閉によるボイド率増減

(－)
（－）

再冠水過程における露出と冠水の繰り返しによるボイド率の増減

0.4

0.2
原子炉減圧に伴うボイド率増加（25 分）

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）
SA3NT2SBA99AG2NR000

第2.6－11図

燃料被覆管最高温度発生位置におけるボイド率の推移（約3.7cm２ の破断）
2.6-57

1.2

1
下部プレナムでの水位形成の繰り返しに伴いボイド率が変化

ボイド率

ボイド率

0.8

0.6

（－）(－)

逃がし安全弁（安全弁機能）
開閉によるボイド率増減

0.4

0.2
原子炉減圧に伴うボイド率増加（25 分）

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）
SA3NT2SBA99AG2NR000

第2.6－12図

平均出力燃料集合体のボイド率の推移（約3.7cm２ の破断）

1.2

1

下部プレナムでの水位形成により炉心部の冷却材が落下しボイド率が増加

ボイド率

ボイド率

0.8

減圧率の低下に伴いボイド率減少

0.6
原子炉減圧に伴うボイド率増加（25 分）

（－）
(－)
0.4

0.2

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）

第2.6－13図SA3NT2SBA99AG2NR000
２

炉心下部プレナム部のボイド率の推移（約3.7cm の破断）

2.6-58150
平衡均質流モデル

破断流量

破断流量

100
逃がし安全弁（安全弁機能）の圧力制御による原子炉圧力変化に伴う変化

（t/h）
(t／h)
50
炉心再冠水に伴う蒸気発生量の増加により，
原子炉圧力がわずかに上昇し破断流量が増加

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）

第2.6－14図

SA3NT2SBA99AG2NR000

破断流量の推移（約3.7cm２ の破断）

2.6-59

10000
GEMP731
ORNL3626
ORNL3626(照射)燃 料被 覆管 の最 高温 度及 び
円周方向応力の最大値

GEMP683
GEVNC(0.56℃/s)(8×8)(Vallecitosのデータ)
GEVNC(2.8 ℃/s)(8×8)(Vallecitosのデータ)
GEVNC(5.6 ℃/s)(8×8)(Vallecitosのデータ)
GEVNC(0.56℃/s)(7×7)(Vallecitosのデータ)

1000

GEVNC(2.8 ℃/s)(7×7)(Vallecitosのデータ)

周
方
向
の
応
力

GEVNC(5.6 ℃/s)(7×7)(Vallecitosのデータ)

円 周 方 向 の 応 力

円

NUREG-0630,DATA F(ORNL)NUREG-0630,DATA H(KfK FABIOLA)NUREG-0630,DATA I(ORNL)NUREG-0630,DATA J(KfK)
KfK(0.8～1.6K/s)(REBEKA Single Rod)JNES(内圧破裂試験)

100

NFI他(内圧破裂試験)

ベストフィット曲線
平均値－２σ曲線2) ２ )
(N／mm
(N/mm

10

1
0

100

200

300

400

500

600

700

800

900

1000

1100

1200

1300

1400

1500

1600

燃 料 被 覆 管 温 度 (℃)

第2.6－15図

燃料被覆管破裂が発生した時点の燃料被覆管温度と燃料被覆管の円周方向の応力の関係（約3.7cm ２ の破断）

2.6-60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）による圧力上昇の抑制（217kPa[gage]～279kPa[gage]に維持）
0.8
ドライウェルサプレッション・チェンバ

格納容器圧力

格
納
容
器
圧
力

0.6

原子炉注水の起動／停止の繰り返しに伴う蒸気発生量の増減により，格納容器への放熱量が変動しサプレッション・チェンバ圧力が変動する。また，
ベント管真空破壊装置の作動によりドライウェル圧力もこれに追従する。
0.4

格納容器圧力 310kPa[gage]到達にて格納容器ベント
最大圧力：約 0.31MPa[gage]（約 28 時間）(MPa[gage])(MPa[gage])

0.2

0
0

24

48

炉内蒸気が格納容器に流入するため圧力が上昇

第 2.6－16 図

72

96

120

144

168

事故後の時間(h)サプレッション・チェンバ側からの格納容器ベントのためドライウ
ェルに比べて圧力低下が早い

JOB No.MA47BNT2AE--GG9G000

格納容器圧力の推移（約 3.7cm２ の破断）

300

格 納容 器 雰 囲 気 温度

格
納
容
器
温
度

(℃)
(℃)

ドライウェル温度は以下により初期温度から急激ドライウェルに上昇する。
・主蒸気隔離弁の閉止による原子炉圧力及びサプレッション・チェンバ
原子炉内飽和温度の上昇
・ドライウェル冷却装置の停止
・ＬＯＣＡブローダウン
200
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）
作動による温度上昇の抑制
ドライウェル雰囲気温度は，原子炉注水の起動／停止の繰り返しに伴う蒸気発生量の増減により，格納容器への放熱が変動することから上下する。
100

格納容器ベントによる温度低下
最高温度：約 143℃（約 28 時間）
原子炉減圧に伴い原子炉内飽和温度が低下することで，圧力容器壁面（内表面）
温度が低下し，熱伝導の遅れを伴って，圧力容器外表面の温度も低下すること
で，格納容器気相部温度が低下する。また，格納容器気相部から壁面への伝熱により，格納容器気相部温度が低下する。

0
0

24

48

72

96

120

144

168

事故後の時間(h)JOB No.MA47BNT2AE--GG9G000
原子炉減圧に伴い，原子炉内の蒸気が流入することによる温度上昇

第 2.6－17 図

格納容器雰囲気温度の推移（約 3.7cm２ の破断）

2.6-61

20

格納容器ベント実施（約 28 時間後）ー
サプレッシ ョン・プール水 位
サ
プ
レ
ッ
シ
ョ
ン
・
プ

ル
水
位

ベントライン（約 15m）
15通常水位＋6.5m（約 13.5m）
通常水位＋5.5m（約 12.5m）
サプレッション・プール通常水位＋6.5m 到達にて常設低圧
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）停止（約 27 時間)

10

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）作動（約 16 時間）
5

外部水源である常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水（常設）による原子炉注水により逃がし安全弁を介し原子炉内の蒸気が流入するため
水位が上昇

（m）

(m)

0
0

24

48

72

96

120

144

168

事故後の時間(h)JOB No.MA47BNT2AE--GG9G000

第 2.6－18 図

サプレッション・プール水位の推移（約 3.7cm ２ の破断）

300

ー
サプレッシ ョン・プール水温度
サ
プ
レ
ッ
シ
ョ
ン
・
プ

ル
水
温
度

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）作動（約 16 時間）
格納容器ベントに伴う圧力低下により飽和温度が低下（約 28 時間）
最高温度：約 138℃（約 28 時間）

200

100

逃がし安全弁を介し原子炉内の蒸気が流入することで水温が上昇
（℃）
(℃)

0
0

24

48

72

96

120

144

168

事故後の時間(h)JOB No.MA47BNT2AE--GG9G000

第 2.6－19 図

サプレッション・プール水温度の推移（約 3.7cm２ の破断）

2.6-62

10
逃がし安全弁（安全弁機能）開閉による圧力制御（最大値：約 7.79MPa[gage]）
逃がし安全弁（自動減圧機能）
7 弁による手動減圧（25 分）

8

原子 炉圧力

原子炉圧力（MPa[abs]）(MPa[abs])

6
主蒸気隔離弁の閉止による圧力上昇

4

2

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）
SA3NT2SBA99AG3FR012

第 2.6－20 図

２

原子炉圧力の推移（約 9.5cm の破断）
再冠水過程における露出と冠水の繰り返しによるボイド率の増減に応じた二相水位の変化

20

原子 炉水 位 （シュ ラウ ド内外水 位）

原子炉水位（シュラウド内外水位）

再冠水以降の蒸気発生に伴うボイド率変化に応じた二相水位の変化

原子炉減圧に伴う蒸気流出による
水位低下（25 分）

逃がし安全弁（安全弁機能）からの蒸気の流出による水位の低下
シュラウド内（炉心上部プレナム）

15

レベル 8
レベル 3
レベル 2

手動減圧に伴う減圧沸騰
による水位上昇10

レベル 1
燃料有効長頂部
シュラウド外シュラウド内（平均出力燃料集合体）
燃料有効長底部

5

シュラウド内（炉心下部プレナム）

（ｍ）
(m)

注水開始後，
徐々に水位が回復

0
0

10

20

注水された未飽和水により炉心下部プレナムのボイド率が低下し，二相水位による満水が維持できなくなるため，水位が形成される。

30

40

50

60

事故後の時間（min）
SA3NT2SBA99AG3FR012

第 2.6－21 図※

原子炉水位（シュラウド内外水位）（約 9.5cm ２ の破断） ※シュラウド内外水位はボイドを含む場合は，二相水位を示している。

2.6-63

1000

800

注水流量

注水流量

600

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）による注水（原子炉水位低（レベル３）から原子炉水位高（レベル８）の間に維持するよう注水）（m3/h）(m３ ／h) 400

200

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）
SA3NT2SBA99AG3FR012

第 2.6－22 図

２

注水流量の推移（約 9.5cm の破断）

3000
逃がし安全弁(自動減圧機能)
7 弁開放による原子炉減圧（25 分）

2500

蒸気 流量
蒸気流量

2000

1500

(t／h)
（t/h）

逃がし安全弁（安全弁機能）（原子炉圧力制御）

1000

500

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）
SA3NT2SBA99AG3FR012

第 2.6－23 図

逃がし安全弁からの蒸気流量の推移（約 9.5cm ２ の破断）

2.6-64

500

原子 炉圧 力 容器 内 の保 有水 量

原子炉圧力容器内の保有水量（ｔ）(t)

逃がし安全弁（自動減圧機能）
7 弁開放による水量減少（25 分）

400

逃がし安全弁（安全弁機能）の圧力制御による水量減少

300

200

原子炉注水開始による水量回復

100

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）
SA3NT2SBA99AG3FR012

第 2.6－24 図

原子炉圧力容器内の保有水量の推移（約 9.5cm ２ の破断）

1200
燃料被覆管最高温度発生（約 842℃，約 31 分）（発熱部 10 分割中，下から 7 番目の位置）

1000

燃料 被覆 管 温度

燃料 被覆管温度（℃）(℃)

原子炉スクラム後の出力低下及び減圧に伴う冷却材飽和温度低下により燃料被覆
管温度が低下
炉心露出による
燃料被覆管温度上昇

800

600

炉心再冠水により飽和温度付近まで低下400

200

原子炉減圧による飽和温度の低下（25 分）

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）
SA3NT2SBA99AG3FR012

第 2.6－25 図

２

燃料被覆管温度の推移（約 9.5cm の破断）

2.6-65

1.0E+6
核沸騰冷却（ボイド率に対応した値）

1.0E+5

蒸気冷却

核沸騰冷却(再冠水後)
遷移沸騰冷却

熱伝達係 数
熱伝達係数

核沸騰冷却

1.0E+4

膜沸騰冷却(冠水時)
噴霧流冷却(露出時)

ボイド率増加に伴う熱伝達係数低下

1.0E+3(W／(m２・K))（W/(m2･K)）
1.0E+2
燃料被覆管最高温度
発生位置露出1.0E+1

燃料被覆管最高温度
発生位置再冠水

1.0E+0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）
SA3NT2SBA99AG3FR012

第 2.6－26 図

燃料被覆管最高温度発生位置における熱伝達係数（約 9.5cm ２ の破断）

1.2
燃料被覆管最高温度
発生位置再冠水

燃料被覆管最高温度
発生位置露出

1

ボイド率
ボイド率

0.8

0.6

(－)
（－）
露出と冠水
を繰り返す

0.4

0.2

原子炉減圧に伴う水位上昇によるボイド率減少（25 分）

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）
SA3NT2SBA99AG3FR012

第 2.6－27 図

燃料被覆管最高温度発生位置におけるボイド率（約 9.5cm ２ の破断）
2.6-66

1.2
下部プレナムでの水位形成の繰り返しに伴いボイド率が変化

1

ボイド率

ボイド率

0.8

0.6

逃がし安全弁（安全弁機能）開閉によるボイド率増減

（－）

(－)

0.4

0.2
原子炉減圧に伴うボイド率増加（25 分）

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）
SA3NT2SBA99AG3FR012

第 2.6－28 図

高出力燃料集合体のボイド率の推移（約 9.5cm ２ の破断）

1.2

1
下部プレナムでの水位形成により炉心部の冷却材が落下しボイド率が増加

ボイド率

ボイド率

0.8

減圧率の低下に伴いボイド率減少

0.6

（－）
(－)

原子炉減圧に伴うボイド率増加（25 分）

0.4

0.2

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）
SA3NT2SBA99AG3FR012

第 2.6－29 図

炉心下部プレナム部のボイド率の推移（約 9.5cm２ の破断）

2.6-67

300
差圧流モデル

平衡均質流モデル

平衡均質流モデル

破断流量

破断流量

逃がし安全弁（安全弁機能）の圧力制御による原子炉圧力変化に伴う変化

200

臨界流モデルが平衡均質流モデルから差圧流モデルに切り替わるタイミングでの不連続な変化（差圧流モデルは単純な理論式により破断流量を大きめに評価）

(t/h)
(t／h)
100

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）
SA3NT2SBA99AG3FR012

第 2.6－30 図

２

破断流量の推移（約 9.5cm の破断）

2.6-68

10000
GEMP731
ORNL3626

燃 料被 覆管 の最 高温 度及 び
円周方向応力の最大値

ORNL3626(照射)GEMP683
GEVNC(0.56℃/s)(8×8)(Vallecitosのデータ)
GEVNC(2.8 ℃/s)(8×8)(Vallecitosのデータ)
GEVNC(5.6 ℃/s)(8×8)(Vallecitosのデータ)

1000

周
方
向
の
応

円 周 方 向 の 応 力

円

GEVNC(0.56℃/s)(7×7)(Vallecitosのデータ)
GEVNC(2.8 ℃/s)(7×7)(Vallecitosのデータ)
GEVNC(5.6 ℃/s)(7×7)(Vallecitosのデータ)
NUREG-0630,DATA F(ORNL)NUREG-0630,DATA H(KfK FABIOLA)NUREG-0630,DATA I(ORNL)NUREG-0630,DATA J(KfK)
KfK(0.8～1.6K/s)(REBEKA Single Rod)100

JNES(内圧破裂試験)
NFI他(内圧破裂試験)

ベストフィット曲線

力(N／mm２ )平均値－２σ曲線(N/mm2)
10

1
0

100

200

300

400

500

600

700

800

900

1000

1100

1200

1300

1400

1500

1600

燃 料 被 覆 管 温 度 (℃)

第 2.6－31 図

燃料被覆管破裂が発生した時点の燃料被覆管温度と燃料被覆管の円周方向の応力の関係（約 9.5cm２ の破断）

2.6-6910

シュラウド外水位がジェットポンプ頂部まで低下すると流路が減少し水頭が小さくなるまで，シュラウド内及びジェット
ポンプ内の水位の低下が早まる傾向になる。
水位低下による発熱部冠水長さの減少に
より，逃がし安全弁開閉間隔が広がる。

8

原子 炉圧力

原子炉圧力（MPa[abs]）(MPa[abs])

6

4

2

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）
SA3NT2SBA99AG2QR001

第 2.6－32 図

原子炉圧力の推移（遅れ時間 10 分）

20

原子 炉水 位 （シュ ラウ ド内外水 位）

原子炉水 位（シュ ラウド内外水位 ）

炉心上部プレナム

15

10
シュラウド外シュラウド内5

炉心下部プレナム（ｍ）(m)

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）
SA3NT2SBA99AG2QR001

第 2.6－33 図※※

原子炉水位（シュラウド内外水位）の推移 （遅れ時間 10 分）

シュラウド内外水位はボイドを含む場合は，二相水位を示している。

2.6-701200

燃料被覆管最高温度発生（約 706℃）

1000

燃料 被覆 管 温度

燃料被覆 管温度

（℃）
(℃)

800

600

400

200

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）
SA3NT2SBA99AG2QR001

第 2.6－34 図

燃料被覆管温度の推移（遅れ時間 10 分）

2.6-71

添付資料 2.6.1「ＬＯＣＡ時注水機能喪失」の事故条件の設定について

1.

事故シーケンスグループ「ＬＯＣＡ時注水機能喪失」の特徴「ＬＯＣＡ時注水機能喪失」は，原子炉冷却材圧力バウンダリを構成する
配管に中小破断ＬＯＣＡが発生した後に，高圧注水機能及び低圧注水機能が喪失することを想定する。このため，原子炉へ注水する機能が喪失するとともに，破断口及び逃がし安全弁からの原子炉冷却材の流出により，原子炉水位が低下し，緩和措置が取られない場合には炉心が露出することで炉心損傷に至ることが特徴である。よって，「ＬＯＣＡ時注水機能喪失」の有効性評価
においては，重大事故等対処設備である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）による原子炉注水を実施する。また，低圧注水機能喪失に伴い残留熱除去系による崩壊熱除去機能喪失を想定することから，代替循環冷却系に期待できない場合は，格納容器圧力逃がし装置を用いた格納容器除熱を実施する。
ＬＯＣＡ事象は，破断位置及び破断面積により原子炉冷却材の流出流量や原子炉圧力挙動が変化し，事象進展や評価結果に影響を与えることから，「Ｌ
ＯＣＡ時注水機能喪失」の炉心損傷防止対策の有効性評価における破断位置
及び破断面積の事故条件設定の考え方について以下に示す。

2.

事故シーケンスグループ「ＬＯＣＡ時注水機能喪失」に対する評価項目「ＬＯＣＡ時注水機能喪失」は格納容器圧力逃がし装置を使用する事故シーケンスグループであるため，「 実用発電用原子炉及びその付属施設の位置，構造及び設備基準に関する規則の解釈」及び「実用発電用原子炉に係る炉心損傷防止対策及び格納容器破損防止対策の有効性評価に関する審査ガイド」に基づき，以下の評価項目をいずれも満足する必要がある。
添付 2.6.1-1

①炉心の著しい損傷が発生するおそれのないものであり，かつ炉心を十分に冷却できるものであること(a)

燃料被覆管の最高温度が 1,200℃以下であること(b)

燃料被覆管の酸化量は酸化反応が著しくなる前の被覆管厚さの15％以下であること②格納容器圧力逃がし装置を使用する事故シーケンスグループの有効性評価では，敷地境界での実効線量を評価し，周辺の公衆に対して著しい放射線被ばくリスクを与えないこと（発生事故当たりおおむね 5mSv
以下）

燃料被覆管温度の最高温度が 1,200℃以下で，①の評価項目を満足する場
合でも，燃料被覆管の最高温度が約 900℃を超え，破裂が発生する燃料棒の割合が 1％を超えると，燃料棒ギャップ中に蓄積した放射性物質が原子炉冷却材中に放出され，破断口及び逃がし安全弁を介して格納容器内に蓄積し，格納容器ベント実施時に環境に放出されることで，敷地境界外での実効線量が 5mSv を超過し，②の評価項目を満足しない（添付資料 2.6.7 参照）。また，
この場合には，格納容器内空間線量率がドライウェルで約 4.8×10３ Gy／h，
サプレッション・チェンバで約 4.3×10４ Gy／h を超えることから，炉心損傷後の運転手順へ移行する判断基準を上回る。
以上により，炉心損傷防止対策の有効性評価においては，燃料被覆管の破裂が発生しないことを判断の目安とする。

添付 2.6.1-2

3.

「ＬＯＣＡ時注水機能喪失」の事故条件設定の考え方

3.1

破断位置の事故条件設定の考え方(1)

破断位置の分類
ＬＯＣＡの破断を想定する原子炉冷却材圧力バウンダリに接続する配管は，大きく以下の 3 通りに分類することができる。また，原子炉圧力容器に接続する代表的な配管（ノズル）を第 1 表及び第 1 図に示す。
ａ．気相部配管
気相部配管に破断が発生した場合は，液相部配管破断と比較して破断流量は小さくなる。また，原子炉の減圧が促進されることから，低圧の原子炉注水開始が早くなる。
ｂ．シュラウド外の液相部配管
液相部配管に破断が発生した場合は，配管の接続位置が低いほど水頭圧の影響により破断流量は大きくなる。シュラウド外の液相部配管に破断が発生した場合，燃料棒が配置されるシュラウド内からの原子炉冷却材流出は，崩壊熱による蒸発及びジェットポンプ上端からのオーバーフ
ローとなる。このため，シュラウド内に崩壊熱相当の流量で注水することにより，ジェットポンプ上端までのシュラウド内冠水は維持され，炉心冷却は確保される。
ｃ．シュラウド内の液相部配管
シュラウド内の液相部配管に破断が発生した場合，シュラウド内からの原子炉冷却材流出は，崩壊熱による蒸発，ジェットポンプ上端からのオーバーフロー及び破断口からの流出となる。このため，ジェットポン
プ上端までのシュラウド内冠水を維持するためには，崩壊熱相当の流量に破断流量を加えた原子炉注水が必要となる。

添付 2.6.1-3

第1表

代表的な原子炉圧力容器に接続する配管

添付 2.6.1-4

第1図

(2)

代表的な原子炉圧力容器に接続する配管

破断位置の違いによる影響について
破断位置の違いによる燃料被覆管温度挙動への影響を確認するため，気相部配管として主蒸気配管（出口ノズル）及びシュラウド内の液相部配管
添付 2.6.1-5

として配管高さの低い底部ドレン配管（出口ノズル）にベースケースと同じ約 3.7 ㎝ ２ （0.004ft２ ）の破断面積を設定した場合の感度解析を実施した。原子炉圧力，水位及び燃料被覆管温度挙動の比較を第 2 図に，評価結果の比較を第 2 表に示す。
この結果，気相部配管の破断を想定した場合は，シュラウド内外の液相部配管に破断を想定した場合と比較して，燃料被覆管最高温度が低くなる。
また，液相部配管についてはシュラウド内外で燃料被覆管温度及び事象進展に有意な差はない。したがって，格納容器破損防止対策の有効性評価（雰
囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損））において原子炉冷却材圧力バウンダリに接続する配管の中で最大口径である再循環配管（出口ノズル）の破断を想定していることを考慮し，「ＬＯＣＡ時注水機能喪失」で想定する破断位置は，再循環配管（出口ノズル）を設定した。

第2表

破断位置の感度解析結果

破断位置
ａ.主蒸気配管（出口ノズル）（気相部配管）ｂ.再循環配管（出口ノズル）（シュラウド外の液相部配管）
ｃ.底部ドレン配管（出口ノズル）（シュラウド内の液相部配管）

破断面積

燃料被覆管最高温度
約 338℃

約 3.7 ㎝ ２

3.2

破断面積の事故条件設定の考え方(1)

燃料被覆管の破裂を回避可能な破断面積の範囲

約 616℃
約 617℃2.に示すとおり，「ＬＯＣＡ時注水機能喪失」では，燃料被覆管の破裂が発生しないことを判断の目安としている。この考え方に基づき，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）による原子炉注水により燃料被覆管の破裂を回避できる破断面積を感度解析により確認し，再添付 2.6.1-6

循環配管（出口ノズル）に対して約 9.5cm２ の破断面積の範囲までは燃料被覆管の破裂発生を防止することが可能であることを確認した。ベースケー
ス（約 3.7cm２ ）と感度解析ケース（約 9.5cm２ ）との原子炉圧力，水位及び燃料被覆管温度挙動の比較を第 3 図に，感度解析の結果を第 3 表に示す。
第 3 図に示すとおり，ベースケースと感度解析ケースとでは，事象進展に有意な差が生じるものではない。また，逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動操作による原子炉減圧（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）の操作条件（事象発生の 25 分後）は，
10 分間の状況判断の後に高圧炉心スプレイ系等の手動起動を試みる操作など一連の操作時間を考慮して設定したものであり，パラメータを起点とした条件設定としていないことから，破断面積の違いによる影響はない。

第3表

破断面積の感度解析結果

破断位置

破断面積

破裂の有無

再循環配管（出口ノズル）（シュラウド外の液相部配管）

約 9.5 ㎝ ２

無約 9.6 ㎝ ２

有(2)

有効性評価における破断面積の事故条件の設定
有効性評価においては，逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動操作による原子炉減圧（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）に対して評価上の操作時間余裕を確認している。
再循環配管（出口ノズル）に対して破断面積の事故条件を燃料被覆管の破裂発生防止が可能な限界である約 9.5cm２ の破断を設定すると，評価上の操作余裕時間がなくなることから，炉心損傷防止対策の有効性評価では，
燃料被覆管の破裂防止が可能であり，かつ，10 分程度の操作時間余裕が確保できる破断面積として，再循環配管（出口ノズル）に対して約 3.7cm ２
添付 2.6.1-7

の破断を事故条件として設定する。
また，約 9.5 ㎝ ２ の破断を想定し，これが運転員等操作の操作時間余裕を考慮せずに，燃料被覆管の破裂発生防止が可能な最大の破断面積となることを確認する。
なお，実際にＬＯＣＡが発生した場合，破断面積を確認することはできないため，運転手順においては，ＬＯＣＡ発生の確認（ドライウェル圧力が 13.7kPa[gage]に到達）後に炉心損傷発生の有無によってその後の対応手順を選択することとしている。また，ＬＯＣＡ時に高圧及び低圧注水機能が喪失する場合の有効性評価は，炉心損傷防止対策としての「ＬＯＣＡ
時注水機能喪失」及び「格納容器破損防止対策としての雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）」により中小破断ＬＯＣＡから大破断ＬＯＣＡまでの範囲を確認している。

(3)

炉心損傷防止対策が有効である破断面積について
気相部配管，シュラウド内の液相部配管及びシュラウド外の液相部配管に対して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）による原子炉注水により燃料被覆管の破裂を回避できる破断面積を感度解析により確認した。評価結果を第 4 表並びに第 4 図及び第 5 図に示す。
この結果，低圧代替注水系（常設）による炉心損傷防止対策が有効に実施可能な破断面積の範囲は以下のとおりとなる。
ａ．主蒸気配管（出口ノズル）（気相部配管）：約 224cm２ 以下
ｂ．再循環配管（出口ノズル）（シュラウド外の液相部配管）：
約 9.5cm２ 以下
ｃ．底部ドレン配管（出口ノズル）（シュラウド内の液相部配管）：
約 9.2cm ２ 以下
添付 2.6.1-8

確率論的リスク評価（以下「ＰＲＡ」という。）では，ＮＵＲＥＧ－1150の定義と同様にＬＯＣＡを第 5 表のとおり分類しており，5″（約 126cm ２ ）以上の配管破断は大破断ＬＯＣＡと定義されることから，炉心損傷防止対策が有効に実施可能な気相部配管の破断面積は大破断ＬＯＣＡ相当となる。
一方，液相部配管破断は炉心損傷防止対策が有効に実施可能な破断面積は小さいが，原子炉冷却材の流出が長期的に継続すること及び原子炉の高圧状態が維持されるための原子炉減圧が必要となることから，事象進展の厳しさとしては中破断ＬＯＣＡ相当となる。

第4表

破断面積の感度解析結果

破断位置
ａ.主蒸気配管（出口ノズル）（気相部配管）ｂ.再循環配管（出口ノズル）（シュラウド外の液相部配管）
ｃ.底部ドレン配管（出口ノズル）（シュラウド内の液相部配管）

第5表
事象分類
漏えい
小破断
ＬＯＣＡ

破断面積
約 224 ㎝ ２
約 225 ㎝ ２
約 9.5 ㎝ ２
約 9.6 ㎝ ２
約 9.2 ㎝ ２
約 9.3 ㎝ ２

ＬＯＣＡ関連事象の分類定義

状態定義

等価破断径

常用系（ＣＲＤポンプ等）で補給可能な範囲
ＲＣＩＣで注水可能な範囲

中破断

小破断ＬＯＣＡと大破断ＬＯ

ＬＯＣＡ

ＣＡの中間範囲

大破断

事象発生により原子炉が減圧ＬＯＣＡ状態になる範囲

ＤＢＡ超過Ｌ
ＯＣＡ

破裂の有無
無
有
無
有
無
有

設計基準事象でのＬＯＣＡを超える範囲

添付 2.6.1-9

流出流量
（運転圧）

気相部配管（主蒸気配管）

シュラウド外液相部配管（再循環配管）
10

10

10
逃が し安 全 弁（ 自動 減 圧機 能 ）7 弁に よる 手 動減 圧（ 25 分 ）逃が し安 全 弁（ 自動 減 圧機 能 ）7 弁に よる 手 動減 圧（ 25 分 ）4（MPa[abs]）

8

原子炉圧力

原子炉圧力

原子炉圧力

6

6

4

（MPa[abs]）

2

2

0

10

20

30

40

50

10

20

30

40

50

0

60

20

レベル 3
レベル 2

10

レベル 1
燃料 有効 長 頂部

シュ ラウ ド 外
シュ ラウ ド 内
（平 均出 力 燃料 集合 体）
シュ ラウ ド 内
（炉 心下 部 プレ ナム

燃料 有効 長 底部

シュ ラウ ド 内
（炉 心上 部 プレ ナム ）

15

レベル 8
レベル 3
レベル 2

10

レベル 1
燃料 有効 長 頂部

シュ ラウ ド 外
シュ ラウ ド 内
（平 均出 力 燃料 集合 体 ）シュ ラウ ド 内
（炉 心下 部 プレ ナム

5（ｍ）

燃料 有効 長 底部

0

10

20

30

40

50

10

20

事故後の時間（min）

1200

1000

1000

燃料 被覆 管 最高 温度 発 生（約 338℃ ）

600

30

40

50

（℃）

400

20

30

10

レベル 1
燃料 有効 長 頂部

シュ ラウ ド 外
シュ ラウ ド 内
（平 均出 力 燃料 集合 体 ）シュ ラウ ド 内
（炉 心下 部 プレ ナム

5

40

50

0

10

20

800

600

（℃）

400

第2図

40

50

60

燃料 被覆 管 最高 温度 発 生（約 617℃ ）

800

600

400

200

0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）

事故後の時間（min）

30

1000
燃料 被覆 管 最高 温度 発 生（約 616℃ ）060

燃料 有効 長 底部

1200

0

0
10

レベル 2

事故後の時間（min）

200

200

0

レベル 3

60

燃料被覆管温度

燃料被覆管温度

燃料被覆管温度

800

60

レベル 8

事故後の時間（min）

1200

50

0

0

60

40

シュ ラウ ド 内
（炉 心上 部 プレ ナム ）

15

（ｍ）

0

0

30

20

原子炉水位（シュラウド内外水位）

レベル 8

原子炉水位（シュラウド内外水位）

原子炉水位（シュラウド内外水位）

シュ ラウ ド 内
（炉 心上 部 プレ ナム ）

（ｍ）

20

事故後の時間（min）

20

5

10

事故後の時間（min）

事故後の時間（min）

15

4

0

0

60

6

2

0

0

（℃）

逃が し安 全 弁（ 自動 減 圧機 能 ）7 弁に よる 手動減 圧（ 25 分 ）88（MPa[abs]）

シュラウド内液相部配管（底部ドレン配管）

破断位置の違いによるパラメータ推移の違いの比較
添付 2.6.1-10

0

10

20

30
事故後の時間（min）

40

50

60

破断面積：約 3.7cm２

破断面積：約 9.5cm２
10

10

逃がし安 全 弁（ 自動 減 圧機 能 ）7 弁に よる 手 動減 圧（ 25 分 ）逃が し安 全 弁（ 自動 減 圧機 能 ）7 弁に よる 手 動減 圧（ 25 分 ）
8

8
原子炉圧力

原子炉圧力

（MPa[abs]）

64（MPa[abs]）

6

4

2

2

0

0
0

10

20

30

40

50

0

60

10

20

30

20

50

60

20

レベル 8
レベル 3
レベル 2

10

レベル 1
燃料 有効 長頂部

シュ ラウ ド 外
シュ ラウ ド 内
（平 均出 力 燃料 集合 体 ）シュ ラウ ド 内
（炉 心下 部 プレ ナム

5

燃料 有効 長底部

シュ ラウ ド 内
（炉 心上 部 プレ ナム ）原子炉水位（シュラウド内外水位）

原子炉水位（シュラウド内外水位）

シュ ラウ ド 内
（炉 心上 部 プレ ナム ）

15

（ｍ）

0

10

20

30

40

50

15

レベル 8
レベル 3
レベル 2

10

レベル 1
燃料 有効 長頂部

シュ ラウ ド 外
シュ ラウ ド 内
（高 出力 燃 料集 合体 ）5 シュ ラウ ド 内（炉 心下 部 プレ ナム（ｍ）

0

燃料 有効 長
底部

0

60

0

10

20

事故後の時間（min）

30

40

50

60

事故後の時間（min）

1200

1200

1000

1000

燃料 被覆 管 最高 温度 発 生（約 616℃ ）燃料被覆管温度

燃料被覆管温度（℃）

40

事故後の時間（min）

事故後の時間（min）

800

600

（℃）

400

200

燃料被覆 管 最高 温度 発 生（約 842℃ ）

800

600

400

200

0

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）

第3図

0

10

20

30

40

事故後の時間（min）

破断面積約 3.7cm２ と約 9.5cm２ とのパラメータ推移の比較

添付 2.6.1-11

50

60

10

8

原子炉圧力

6

4

（MPa[abs]）

2

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）
20

原子炉水位（シュラウド内外水位）

炉心 上部 プ レナ ム

15

レベル 8
レベル 3
レベル 2

10

レベル 1
燃料 有効 長頂部
シュ ラウ ド 外高出 力燃 料 集合 体
燃料 有効 長底部

5

炉心 下部 プ レナ ム

（ｍ）

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）
SA3NT2ISL99AG3IR005

1200
燃料 被覆 管 最高 温度 発 生（約 887℃ ）1000

燃料被覆管温度

（℃）

800

600

400

200

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）
SA3NT2ISL99AG3IR005

第4図２

主蒸気配管に約 224cm の破断面積を設定した場合

添付 2.6.1-12

10
逃が し安 全 弁（ 自動 減 圧機 能 ）7 弁に よる 手 動減 圧（ 25 分 ）

8

原子炉圧力

（MPa[abs]）

6

4

2

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）
SA3NT2DRN99AG3FR028

20

原子炉水位（シュラウド内外水位）

炉心 上部 プ レナ ム

15

レベル 8
レベル 3
レベル 2

10

レベル 1
燃料 有効 長頂部
シュ ラウ ド 外高出 力燃 料 集合 体
燃料 有効 長底部

5

炉心 下部 プ レナ ム

（ｍ）

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）
SA3NT2DRN99AG3FR028

1200
燃料 被覆 管 最高 温度 発 生（約 846℃ ）1000

燃 料 被 覆 管 温度

（℃）

800

600

400

200

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）
SA3NT2DRN99AG3FR028

第5図

原子炉圧力容器底部ドレン配管に約 9.2cm２ の破断面積を設定した場合
添付 2.6.1-13

(4)再循環配管の破断に伴う炉心損傷の発生頻度について
原子炉冷却材圧力バウンダリの溶接箇所における配管の破断により，Ｌ
ＯＣＡが発生することを想定し，かつ，非常用炉心冷却系によるＬＯＣＡ
発生後の事象緩和に期待できないものとして，以下の式により炉心損傷頻度を算出した。
配管の破断による炉心損傷頻度
配管の機能維持に係る溶接線数
各LOCA発生頻度 各LOCA発生時の条件付き炉心損傷確率
原子炉圧力容器バウンダリでの全溶接線数

各系統の配管口径別の溶接線数と炉心損傷頻度を第 5 表に示す。なお，
ＬＯＣＡ発生頻度及び全非常用炉心冷却系機能喪失確率はＰＲＡで用いた値を使用した。

第5表
系統

溶接
線数 ※１

各系統における溶接線数とＬＯＣＡ後炉心損傷頻度
小破断ＬＯＣＡ
配管破断
条件付き
発生頻度
炉心損傷
(／炉年)
確率
1.3×10－５－ ※２
7.2×10－６－ ※２
7.2×10－６－ ※２
8.0×10－６－ ※２－６
8.0×10－ ※２－６
8.0×10－ ※２
7.4×10－５ 1.5×10－４
4.5×10－５
－ ※２

炉心損傷
頻度
(／炉年)
－ ※２
－ ※２
－ ※２
－ ※２
－ ※２
－ ※２
1.1×10－８
－ ※２

溶接
線数 ※１

中破断ＬＯＣＡ
配管破断
条件付き
発生頻度
炉心損傷
(／炉年)
確率
8.4×10－６－ ※２
4.8×10－６－ ※２
4.8×10－６－ ※２
5.3×10－６－ ※２－６
5.3×10－ ※２－６
5.3×10－ ※２
4.9×10－５ 1.5×10－４
3.0×10－５
－ ※２

RCIC
33
33
HPCS
19
19
LPCS
19
19
RHR-A
21
21
RHR-B
21
21
RHR-C
21
21
PLR
193
193
底部ﾄﾞﾚﾝ
118
118
その他の
原子炉圧
－ ※２
－ ※２
342
8.7×10－５－ ※２
342
1.3×10－４
力バウン
ダリ
合計
787
3.0×10－４787
2.0×10－４※1：溶接線数はクラス 1 機器の検査カテゴリ B-F 及び B-J から抽出。
※2：再循環配管の破断による炉心損傷頻度の算出には不要であるため，記載を省略した。

炉心損傷
頻度
(／炉年)
－ ※２
－ ※２
－ ※２
－ ※２
－ ※２
－ ※２
7.4×10－９－ ※２－ ※２

再循環配管の破断によりＬＯＣＡが発生し，非常用炉心冷却系による事象緩和ができず，炉心損傷に至る頻度は 1.8×10 －８ ／炉年である。なお，
破断面積約 9.5cm ２ 以下のＬＯＣＡは炉心損傷防止が可能であるため，実際に炉心損傷に至る頻度は 1.8×10－８ ／炉年より小さくなる。

添付 2.6.1-14

また，国内外の先進的な対策を考慮しても炉心損傷防止対策を有効に実施することが困難である大破断ＬＯＣＡについては，ＰＲＡにおいて，炉心損傷頻度を 3.0×10－９ ／炉年としている。なお，気相部配管の破断面積224cm２ 以下のＬＯＣＡは，炉心損傷防止が可能であるため，実際に炉心損傷に至る頻度は 3.0×10 －９ ／炉年より小さくなる。したがって，再循環配管の破断により発生するＬＯＣＡで炉心損傷に至る頻度は十分に小さいものであると整理される。

(5)

国内外の先進的な対策との比較
炉心損傷防止対策が有効な破断面積以上のＬＯＣＡに対しては，炉心損傷防止対策を有効に実施することが困難であることから，審査ガイドに基づき,「ＬＯＣＡ時注水機能喪失」に対する重大事故等対策である低圧代替
注水系（常設）が国内外の先進的な対策と同等であることを確認する。
炉心損傷防止対策が有効な破断面積以上のＬＯＣＡに対して炉心損傷防止対策を有効に実施するためには，ＬＯＣＡ時の原子炉水位低下速度に対して，燃料被覆管の破裂を回避できる大容量かつ即時の原子炉注水手段が必要となる。東海第二発電所と欧米のプラントで講じられている諸対策の対比を第 6 表に示す。
第 6 表に示すとおり，国外プラントにおいてＬＯＣＡ時の原子炉水位低下速度に対して，燃料被覆管の破裂を回避できる大容量かつ即時の原子炉注水手段については確認されなかった。
なお，東海第二発電所の重大事故等対策のうち高圧注水機能の強化策である蒸気駆動の常設高圧代替注水系ポンプは，国外では見られない対策であり，大破断ＬＯＣＡを除く事象初期において重要な高圧注水機能の多重性向上及び駆動源の多様性向上の観点で有用な対策である。
添付 2.6.1-15

第6表
事故シーケンス
グループ
LOCA 時注水機能喪失

機能
炉心冷却

「ＬＯＣＡ時注水機能喪失」に対する国外における炉心損傷防止対策と東海第二発電所の対策との比較

東海第二発電所
・常設低圧代替注水系ポンプ
・常設高圧代替注水系ポンプ
・復水ポンプ・電動消火ポンプ・ディーゼル駆動消火ポンプ
・復水移送ポンプ
・制御棒駆動水圧系ポンプ
・ほう酸水注入系ポンプ
・代替循環冷却系ポンプ

・可搬型代替注水中型ポンプ

炉心損傷防止対策に係る設備又は操作
米国
ドイツ・ディーゼル駆動消火ポ ・独立非常用系の中圧注
ンプ(RHR 経由)
入ポンプ
・ 高 圧 サ ー ビ ス 水 系 ・サービス水系（RHR
経由）（RHR 経由）・RHRSW (RHR 経由)
・復水ポンプ（給水ポン・制御棒駆動機構ポンプ
プバイパスライン追・復水ポンプ設）
・インターナルポンプ・
シール水系ポンプ・ほう酸水注入系ポンプ
・制御棒駆動水系ポンプ
・サプレッションプール
ドレンポンプ（RHR
経由）
・1 次系満水ポンプ
・可搬型ポンプ

・可搬型消火ポンプ（サー ビ ス 水 系 -RHR 経
由）

下線部：有効性評価において有効性を確認する対策

添付 2.6.1-16

スウェーデンフィンランド・火災用ポンプ，ブース
ターポンプ（専用電源あり）－

・可搬型ポンプ－対策の概要
欧米では，既設又は追設する常設ポンプ及び可搬型ポンプによる多様な代替炉心冷却手段を整備している。
これらの代替炉心冷却手段のポンプの吐出容量は，最大でも 300m3／h 程度であり，燃料被覆管の破裂を回避できる大容量かつ即時の原子炉注水手段とは考えにくい。
東海第二発電所においても，既設，追設する常設
ポンプ及び可搬型ポンプによる代替炉心冷却手段
を対策としている。
これらの対策のうち，高圧注水機能の強化策である蒸気駆動の常設高圧代替注水系ポンプは，国外では見られない対策であり，大破断ＬＯＣＡを除く事
象初期において重要な高圧注水機能の多重性向上
及び駆動源の多様性向上の観点で有用な対策である。

①b)原子 炉 冷却 材中FP（ 初期 存 在量 ）添付 2.6.2-1③サプレッション・プールのスク ラビ ン グ

サプ レッ シ ョン ・プ ール①a)追加 放 出分 FP

格納 容器 圧 力
逃が し装 置② 原子 炉 圧 力 容器 気 相 部
への 移行④格納容器圧力逃がし装置による除 染

⑤格納容器圧力逃がし装置を用いた 放 出（ 地上 放 出として評価 ）

耐圧 強化
ベン ト系

⑥耐圧強化ベント系を用いた排 気 筒放 出100

約 1.5×10 １ ４ Bq
（※ ３）

－

100％

－

約 6.0×10 １ ５ Bq

希ガ ス

約 1.0×10 １ ２ Bq
（※ ３）

－

10％ （※ １ ）－約 2.1×10 １ ３ Bq（※ ３）－（ ※２ ）

約 8.1％

4.7×10 １ ２ Bq

よう素
有 機
無 機
約 3.8×10 １ ４ Bq
約 1.6×10 １ ３ Bq
(よう 素 全体 の 4％)(よう 素 全体の 96％)

約 2.1×10 １ １ Bq
（※ ３）

50
約 2.0×10 １ ０ Bq（※ ３）－
約 1.5×10 １ ４ Bq（※ ３）－（ ※２ ）－

約 8.1％

10％ （※ １ ）100％－

4.7×10 １ ２ Bq
－

よう素
有 機
無 機
約 3.8×10 １ ４ Bq
約 1.6×10 １ ３ Bq
(よう 素 全体 の 4％)(よう 素 全体の 96％)－

約 6.0×10 １ ５ Bq

希ガ ス

※１ ：残 り 90％ の 有機 よう 素は 原 子炉 冷 却材 中で 分 解さ れ， 無機 よ う素 と同 様 の 割合 で気 相 に移行す る。
※ ２ ： ド ラ イウ ェ ル か ら の ベ ン ト を 考 慮 し ， 保 守 的 にサ プ レ ッ シ ョ ン ・ プー ル の Ｄ Ｆ を 考 慮 しな
いも のと す る。
※３ ：ベ ン ト開 始（ 事象 発生 28 時 間後 ） まで の放 射 性物 質の 自然 減 衰を 考慮
格納 容器 圧 力逃 がし 装置
耐圧強化 ベ ント（地 上放 出 ）（排気筒 放 出）
相対 濃度 （χ／ Ｑ）
相対 濃度 （ χ／ Ｑ）－５３
約 2.0×10－ ６ s／ m ３
約 2.9×10 s／ m
気象 条件
相対 線量 （ Ｄ／ Ｑ）
相対 線量 （Ｄ／ Ｑ）
約 4.0×10 － １ ９ Gy／ Bq
約 8.1×10 － ２ ０ Gy／ Bq
実効 線量
約 1.6×10 － １ mSv
約 6.2×10 － １ mSv⑥大 気へ の 放出 量①b)原子 炉 冷却 材中 FP 量
（初 期存 在 量）
②原子炉圧力容器気相部への 移行 割 合
③サプレッション・プー
ルの 除染 係 数①a)追加 放 出分 FP 量

【耐 圧強 化 ベン ト】⑤大 気へ の 放出 量①b)原子 炉 冷却 材中 FP 量
（初 期存 在 量）
②原子炉圧力容器気相部への 移行 割 合
③サプレッション・プー
ルの 除染 係 数（ ＤＦ ）④格納容器圧力逃がし装
置の 除染 係 数（ ＤＦ ）①a)追加 放 出分 FP 量

【格 納容 器 圧力 逃が し装 置 】【事象の概要】
1. ＬＯＣＡが発生し，高圧・低圧注水機能が喪失するが，低圧代替注水系（常設）による原子炉注水により炉心は冠水が維持される。発生した蒸気は逃がし安全弁を通じてサプレッション・チェンバに移行する。
2. 事象発生から約 28 時間後，サプレッション・チェンバ圧力が 310kPa[gage]到達することにより格納容器ベント操作を実施する。
【評価結果】
敷地境界外での実効線量は 5mSv に対して十分小さい。

敷地境界外での実効線量評価について

添付資料 2.6.2

燃料棒から追加放出される希ガス
約 6.0×10 １５ Bq

原子炉圧力容器気相部への放出
放出割合：100％

原子炉圧力容器内気相中の希ガス

原子炉圧力容器からサプレッション・チェンバへの放出
放出割合：100％

格納容器内気相中の希ガス

格納容器圧力逃がし装置から大気へ放出
放出割合：100％

格納容器圧力逃がし装置から放出される希ガス
約 1.5×10 １４ Bq ※格納容器圧力逃がし装置

地上放出※：ベント開始（事象発生 28 時間後）までの放射性物質の自然減衰を考慮

第1図

格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベント時の放射性希ガスの大気放出過程（γ線実効エネルギ 0.5MeV 換算値）
添付 2.6.2-2

燃料棒から追加放出されるよう素
約 2.2×10１５ Bq（Ｉ－131 等価量 約 3.9×10 １４ Bq）

冷却材中に存在するよう素
約 6.0×10 １３ Bq（Ｉ－131 等価量 約 4.7×10１２ Bq）（有機よう素割合：4％）（無機よう素割合：96％）（冷却材中への分解：90％）

原子炉圧力容器
気相部への放出
放出割合：10％

原子炉圧力容器内気相中の有機よう素

原子炉圧力容器内液相中の無機よう素

原子炉圧力容器からサプレッション・チェンバへの放出
放出割合：100％

原子炉圧力容器からサプレッション・チェンバへの放出
キャリーオーバー割合：2％

格納容器内気相中のよう素

格納容器圧力逃がし装置から大気へ放出
放出割合：100％
無機よう素の除染係数：100
有機よう素の除染係数： 50

格納容器圧力逃がし装置から放出されるよう素
約 3.9×10 １１ Bq ※（Ｉ－131 等価量 約 2.3×10１１ Bq）

格納容器圧力逃がし装置

地上放出※：ベント開始（事象発生 28 時間後）までの放射性物質の自然減衰を考慮

第2図

格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベント時の放射性よう素の大気放出過程

添付 2.6.2-3

燃料棒から追加放出される希ガス
約 6.0×10 １５ Bq

原子炉圧力容器気相部への放出
放出割合：100％

原子炉圧力容器内気相中の希ガス

原子炉圧力容器からサプレッション・チェンバへの放出
放出割合：100％

格納容器内気相中の希ガス

耐圧強化ベントから大気へ放出
放出割合：100％

耐圧強化ベントから放出される希ガス
約 1.5×10 １４ Bq ※耐圧強化ベント

排気筒放出※：ベント開始（事象発生 28 時間後）までの放射性物質の自然減衰を考慮

第3図

耐圧強化ベントによる格納容器ベント時の放射性希ガスの大気放出過程（γ線実効エネルギ 0.5MeV 換算値）
添付 2.6.2-4

燃料棒から追加放出されるよう素
約 2.2×10１５ Bq（Ｉ－131 等価量 約 3.9×10 １４ Bq）

冷却材中に存在するよう素
約 6.0×10 １３ Bq（Ｉ－131 等価量 約 4.7×10１２ Bq）（有機よう素割合：4％）（無機よう素割合：96％）（冷却材中への分解：90％）

原子炉圧力容器
気相部への放出
放出割合：10％

原子炉圧力容器内気相中の有機よう素

原子炉圧力容器内液相中の無機よう素

原子炉圧力容器からサプレッション・チェンバへの放出
放出割合：100％

原子炉圧力容器からサプレッション・チェンバへの放出
キャリーオーバー割合：2％

格納容器内気相中のよう素

耐圧強化ベントから大気へ放出
放出割合：100％
無機よう素の除染係数：1
有機よう素の除染係数：1

格納容器圧力逃がし装置から放出されるよう素
約 3.7×10 １３ Bq ※（Ｉ－131 等価量 約 2.2×10１３ Bq）

耐圧強化ベント

排気筒放出※：ベント開始（事象発生 28 時間後）までの放射性物質の自然減衰を考慮

第4図

耐圧強化ベントによる格納容器ベント時の放射性よう素の大気放出過程

添付 2.6.2-5

敷地境界外での実効線量評価に対する指針との対比について

表

評価条件の安全審査指針に対する対応状況

評価条件(2.6 ＬＯＣＡ時注水機能喪失)
ａ．事故発生時の原子炉冷却材中の核分裂生成物の濃度は，運転上許容される I-131 の最大濃度とし，その組成を拡散組成とする。
これにより，事故発生時に原子炉冷却材中に存在するよう素は，
I-131 等価量で約 4.7×10１２ Bq となる。

添付 2.6.3-1ｂ．原子炉圧力の低下に伴う燃料棒からの核分裂生成物の追加放出
量は，I-131 については先行炉等での実測値の平均値に適切な余裕を見た値 ※ である 2.22×10１４ Bq とし，その他の核分裂生成物についてはその組成を平衡組成として求め，希ガスについてはよう
素の 2 倍の放出があるものとする。これにより，原子炉圧力の低下に伴う燃料棒からの追加放出量は，希ガスについてはγ線実効
エネルギ 0.5MeV 換算値で約 6.0×10 １ ５ Bq，よう素については
I-131 等価量で約 3.9×10１４ Bq となる。

「安全評価指針（付録Ⅰ）3.3.2 主蒸気管破断(ＢＷＲ)」(7) 事象発生前の原子炉冷却材中の核分裂生成物の濃度は、運転上許容される I-131 の最大濃度に相当する濃度とし、その組成は拡散組成とする。蒸気相中のハロゲン濃度は、液相の濃度の 2％とする。
「安全評価指針（付録Ⅰ）3.3.5 原子炉冷却材喪失（ＰＷＲ，ＢＷＲ）」(4) この事象により、新たに燃料棒の破損が生ずると計算された場合には、破損する燃料棒の状況に応じ、核分裂生成物の適切な放出量を仮定するものとする。また、新たに燃料棒の破損が生じないと計算された場合には、核分裂生成物の追加放出量を、3.3.2 又は 3.3.3 の場合と同様に評価する。
「安全評価指針（付録Ⅰ）3.3.2 主蒸気管破断(ＢＷＲ)」(8) 原子炉圧力の減少に伴う燃料棒からの追加放出量を、Ｉ-131 については先行炉等での実測値の平均値に適切な余裕をみた値とし、その他の核分裂生成物についてはその組成を平衡組成として求め、希ガス
についてはよう素の 2 倍の放出があるものと仮定する。核分裂生成物の追加放出割合は、原子炉圧力の低下割合に比例するものとする。事象の過程において、主蒸気隔離弁閉止前に燃料棒から放出された核分裂生成物が、隔離弁まで到達するのに要する時間については、評価上考慮することができる。

添付資料 2.6.3※：過去に実測された I-131 の追加放出量から，熱出力 1,000MW 当たりの追加放出量の出現頻度を用いて算出している。原子炉熱出力 3,440MW（定格の約 105％）の場
合，熱出力 1,000MW 当たりの I-131 の追加放出量の平均値に当たる値は 2.78×10
１３
Bq（750Ci）であり，東海第二発電所の線量評価で用いる追加放出量は，これ（1Ci＝3.7×10１に余裕を見込んだ 2.22×10１４ Bq（6,000Ci）を条件としている。
０
Bq）
出典元
・「沸騰水型原子力発電所 事故時の被ばく評価手法について」（HLR-021）

下線：対応箇所
安全審査指針「安全評価指針（付録Ⅰ）3.3.5 原子炉冷却材喪失（ＰＷＲ，ＢＷＲ）」(3) 事象発生前の原子炉冷却材中の格分裂生成物の濃度は、3.3.2 又は
3.3.3 の場合と同様に仮定する。

表

評価条件の安全評価審査指針に対する対応状況

評価条件(2.6 ＬＯＣＡ時注水機能喪失)
ｃ．燃料棒から追加放出されるよう素のうち，有機よう素は 4％とし，残りの 96％は無機よう素とする。

添付 2.6.3-2

ｄ．燃料棒から追加放出される核分裂生成物のうち，希ガスはすべて瞬時に気相部に移行するものとする。有機よう素のうち，10％は瞬時に移行するものとし，残りは分解するものとする。有機よう素から分解したよう素及び無機よう素が気相部にキャリーオー
バされる割合は 2％とする。

安全評価審査指針「安全評価指針（付録Ⅰ）3.3.5 原子炉冷却材喪失（ＰＷＲ，ＢＷＲ）」(5) この事象により、希ガス及びよう素は、原子炉格納容器内に放出されるものとする。燃料棒から原子炉格納容器内に放出されたよう素の
うち、有機よう素は 4％とし、残りの 96％は無機よう素とする。無機
よう素については、50％が原子炉格納容器内部に沈着し、漏えいに寄与しないものとする。さらに、無機よう素が、原子炉格納容器スプレ
イ水によって除去され、あるいはサプレッションプール水に溶解する効果を考慮することができる。この場合、除染率、気液分配係数等は、実験に基づく値とするか、あるいは十分な安全余裕を見込んだ値とする。有機よう素及び希ガスについては、これらの効果を無視するものとする。
「安全評価指針（付録Ⅰ）3.3.5 原子炉冷却材喪失（ＰＷＲ，ＢＷＲ）」(4) この事象により、新たに燃料棒の破損が生ずると計算された場合には、破損する燃料棒の状況に応じ、核分裂生成物の適切な放出量を仮定するものとする。また、新たに燃料棒の破損が生じないと計算された場合には、核分裂生成物の追加放出量を、3.3.2 又は 3.3.3 の場合と同様に評価する。
「安全評価指針（付録Ⅰ）3.3.2 主蒸気管破断(ＢＷＲ)」(9) 事象の過程において、燃料棒から放出されたよう素のうち、有機よう素は 4％とし、残りの 96％は無機よう素とする。有機よう素のうち10％は瞬時に気相部に移行するものとし、残りは分解するものとする。有機よう素が分解したよう素、無機よう素及びよう素以外のハロゲンが気相部にキャリーオーバーされる割合は、2％とする。希ガス
は、全て瞬時に気相部に移行するものとする。タービン建屋内に放出された有機よう素が分解したよう素、無機よう素及びよう素以外のハロゲンは、50％が床、壁等に沈着するものとする。

表

評価条件の安全評価審査指針に対する対応状況

評価条件(2.6 ＬＯＣＡ時注水機能喪失)
安全評価審査指針
ｅ．原子炉圧力容器気相部の核分裂生成物は，逃がし安全弁を介し ・「逃がし安全弁を介し崩壊熱相当の蒸気に同伴」についてて崩壊熱相当の蒸気に同伴し，格納容器内に移行するものとする。 「安全評価指針（付録Ⅰ）3.3.2 主蒸気管破断(ＢＷＲ)」
この場合，希ガス及び有機よう素の全量が，無機よう素は格納容(12) 主蒸気隔離弁閉止後は、残留熱除去系あるいは逃がし安全弁等を器ベント開始までに発生する崩壊熱相当の蒸気に伴う量が移行す
通して、崩壊熱相当の蒸気が、サプレッションプールに移行するもるものとする。
のとする。

添付 2.6.3-3
ｆ．サプレッション・チェンバの無機よう素は，サプレッション・
プールのスクラビングにより除去されなかったものが格納容器気相部へ移行するが，ドライウェルからのベントを踏まえ，スクラ
ビングの効果を考慮しないものとする。また，無機よう素の格納
容器内への沈着効果及び格納容器スプレイ水による除去効果は考慮しないものとする。核分裂生成物の減衰は，格納容器ベント開始までの期間について考慮する。

・各核種の移行量について「安全評価指針（付録Ⅰ）3.3.2 主蒸気管破断(ＢＷＲ)」(9) 事象の過程において、燃料棒から放出されたよう素のうち、有機
よう素は 4％とし、残りの 96％は無機よう素とする。有機よう素の
うち 10％は瞬時に気相部に移行するものとし、残りは分解するものとする。有機よう素が分解したよう素、無機よう素及びよう素以外のハロゲンが気相部にキャリーオーバーされる割合は、2％とする。
希ガスは、全て瞬時に気相部に移行するものとする。タービン建屋
内に放出された有機よう素が分解したよう素、無機よう素及びよう素以外のハロゲンは、50％が床、壁等に沈着するものとする。
「安全評価指針（付録Ⅰ）3.3.2 主蒸気管破断(ＢＷＲ)」(8) 原子炉圧力の減少に伴う燃料棒からの追加放出量を、Ｉ-131 については先行炉等での実測値の平均値に適切な余裕をみた値とし、その他の核分裂生成物についてはその組成を平衡組成として求め、希ガスについてはよう素の 2 倍の放出があるものと仮定する。核分裂
生成物の追加放出割合は、原子炉圧力の低下割合に比例するものとする。事象の過程において、主蒸気隔離弁閉止前に燃料棒から放出された核分裂生成物が、隔離弁まで到達するのに要する時間については、評価上考慮することができる。

評価条件(2.6 ＬＯＣＡ時注水機能喪失)
ｇ．核分裂生成物の格納容器からの漏えいは考慮しないものとする※

安全評価審査指針。
※

格納容器生成物の格納容器から建屋への漏えいを考慮する場合，建屋内に蓄積した核分裂生成物が原子炉建屋ガス処理系を介して大気に放出されるが，これによる敷地境界外での実効線量への影響は，格納容器ベントにより核分
裂生成物全量が大気に放出される条件の「ＬＯＣＡ時注水機能喪失」と設計基準事故「環境への放射性物質の異常な放出」の「原子炉冷却材喪失」の敷地境界外の実効線量を比較することにより有意とならないことを確認し，格
納容器圧力上昇の観点で厳しく格納容器ベント時間が早くなることで核分裂生成物の減衰時間が短くなる漏えいなしを設定した。

添付 2.6.3-4

ｈ．敷地境界外における実効線量は，内部被ばくによる実効線量及 「安全評価指針 付録Ⅱ」
び外部被ばくによる実効線量の和として計算し，よう素の内部被 1. 「事故」における線量評価
ばくによる実効線量(1)式で，希ガスの外部被ばくによる実効線量 1.1 外部被ばくによる実効線量の評価
は(2)式で，それぞれ計算する。
1.1.1 大気中に放出された放射性物質による実効線量
Ｈ Ｉ２ ＝Ｒ・Ｈ ∞ ・χ／Ｑ・Ｑ Ｉ
大気中に放出された放射性物質に起因する放射性雲からのガンマ線(1)による実効線量は、「気象指針」に従い、放射性物質による空気カーマ
Ｒ：呼吸率（m３ ／h）
Ｈ∞を用いた相対線量に基づいて評価する。空気カーマから実効線量への換：よう素を 1Bq 吸入した場合の小児の実効線量
算係数は、1Sv／Gy とする。
（1.6×10－７ Sv／Bq）
また、放射性物質が高温高圧の原子炉冷却材とともに大気中に放出さχ／Ｑ：相対濃度（s／m３ ）れる過程が想定され、放射性物質を含む蒸気雲による被ばくを考慮する
ＱＩ：事故期間中のよう素の大気放出量（Bq）
必要がある場合には、蒸気雲による被ばくを考慮する必要がある場合に（I-131 等価量－小児実効線量係数換算）
は、蒸気雲の形成及び移動速度を安全側に評価するものとする。
Ｈ γ ＝Ｋ・Ｄ／Ｑ・Ｑ γ(2)
なお、ベータ線の外部被ばくによる実効線量は、ガンマ線による実効Ｋ：空気吸収線量から実効線量への換算係数
線量に比べ有意な値とはならないことから評価対象としない。
（K=1Sv／Gy）
Ｄ／Ｑ：相対線量（Gy／Bq）
1.2 内部被ばくによる実効線量の評価
Ｑγ：事故期間中の希ガスの大気放出量（Bq）
大気中に放出されたよう素の吸入摂取による実効線量は、「気象指針」（γ線実効エネルギ 0.5MeV 換算値）
に従い、よう素の地表空気中の相対濃度及びよう素 131 等価量に基づい
ｉ．大気拡散条件については，格納容器圧力逃がし装置を用いる場て次式により評価する。なお、計算に用いるパラメータ等は、第 1 表に合は，地上放出，実効放出継続時間 1 時間の値として，相対濃度示す小児（1 才）の値とする。
（χ／Ｑ）を 2.9×10 －５ s／m３ ，相対線量（Ｄ／Ｑ）を 4.0×10－
１９
実効線量＝KHe・Ｍ・Ｑe・(χ／Ｑ)
Gy／Bq とし，耐圧強化ベントを用いる場合は，主排気筒放出，KHe ：I－131 の吸入摂取による小児の実効線量係数
実効放出継続時間 1 時間の値として，相対濃度（χ／Ｑ）は 2.0
M ：小児の呼吸率
×10－６ s／m３ ，相対線量（Ｄ／Ｑ）は 8.1×10－２０ Gy／Bq とする。

評価条件(2.6

ＬＯＣＡ時注水機能喪失)

安全評価審査指針
Qe ：よう素の放出量（I－131 等価量）
(χ／Q)：相対濃度
なお、呼吸率については、よう素の放出の状況及び継続時間に応じて選択するものとする。
また、この場合の I－131 等価量 Qe とは I－131 の実効線量係数に対するよう素各同位体の実効線量係数の比を各同位体の量に応じて合算したものをいい、次式により計算する。
Q＝(K / K ・
) Q

ｅ

Ｈｉ

Ｈｅ

ｉ

ｉ

KHｉ ：各種 i の吸入摂取による小児の実効線量係数
Qｉ ：各種ｉの放出量

添付 2.6.3-5

第 1 表 よう素による実効線量の評価に使用するパラメータ等
パラメータ等記 号 単 位数 値
核種 i の吸入摂取によるI-131：1.6×10－４
小児の実効線量係数
I-132：2.3×10－６
KHｉ
mSv/Bq I-133：4.1×10－５
I-134：6.9×10－７
I-135：8.5×10－６３小児の呼吸率m /h0.31（活動時）
M３m /d
5.16（1 日平均）

「安全評価指針（付録Ⅰ）3.3.5 原子炉冷却材喪失（ＰＷＲ，ＢＷＲ）」(11) 環境に放出された核分裂生成物の拡散は、「気象指針」に従って評価するものとする。
「気象指針Ⅵ.想定事故時の大気拡散の解析方法」
想定事故時の線量計算に用いる放射性物質の地表空気中濃度は、単位放出率当たりの風下濃度(相対濃度と定義する)に事故期間中の放射性物
質の放出率を乗じて算出する。

評価条件(2.6

ＬＯＣＡ時注水機能喪失)

安全評価審査指針
1. 線量計算に用いる相対濃度(1) 相対濃度は、毎時刻の気象資料と実効的な放出継続期間(放射性物
質の放出率の時間的変化を考慮して定めるもので、以下実効放出継続時間という)をもとに方位別の着目地点について求める。
(2) 着目地点の相対濃度は、毎時刻の相対濃度を年間について小さい方から累積した場合、その累積出現頻度が 97％に当たる相対濃度とする。
(3) 線量計算に用いる相対濃度は、前記(2)で求めた相対濃度のうち最大の値を使用する。
2. 相対濃度の計算
相対濃度(χ／Q)は、(Ⅵ―1)式により計算する。

添付 2.6.3-6

χ／Q＝

1 T
(X／Q)ｉ・ｄδｉ ……………………………(Ⅵ―1)
Ti1(χ／Q)：実効放出継続時間中の相対濃度(s／m3 )T：実効放出継続時間(h)(χ／Q)i：時刻 i における相対濃度(s／m3)d δ i ：時刻 i において風向が当該方位 d にあるときd δ i ＝1
時刻 i において風向が他の方位にあるとき dδ＝0
「気象指針 付記」
指針は気体状の放射性物質が放出源から数 km に拡散される場合の地
表空気中濃度の算出を中心に記述したものである。指針に明記していな
い事項については、指針の趣旨を踏まえ、当面次のように取り扱うこととする。
1. 放射性雲からのγ線量は、地表空気中農度を用いずに、放射性物質の空間濃度分布を算出し、これをγ線量計算モデルに適用して求める。
想定事故時のγ線量については、相対濃度(χ／Q)の代わ
りに、空間濃度分布とγ線量計算モデルを組み合わせた D／Q(相対線量と定義する)を使用して指針と同様な考え方により求める。

評価条件(2.6 ＬＯＣＡ時注水機能喪失)
ｊ．格納容器圧力逃がし装置による有機よう素の除染係数を 50，無機よう素の除染係数を 100 とする。

安全評価審査指針

添付 2.6.3-7

参考

原子炉冷却材喪失（ＤＢＡ）との比較

ＬＯＣＡ時注水機能喪失（ＳＡ）

原子炉冷却材喪失（ＤＢＡ）

耐圧 強化 ベ ント 系を用い た排 気 筒放 出

原子 炉建 屋 内の 核分 裂生 成 物か らの
直接 線及 び スカ イシ ャイ ン 線を 考慮 し な い

原子 炉建 屋 内の 核分 裂生 成 物か らの
直接 線及 び スカ イシ ャイ ン 線を 考慮

原子 炉圧 力 容器 気相 部へ の 移行

原子 炉圧 力 容器 気相 部へ の 移行

耐圧 強化 ベ ント 系
原子 炉冷 却 材中FP（ 初期 存 在量 ）原子 炉冷 却 材中FP（ 初期 存 在量 ）格 納 容器 圧 力 逃 が し 装置 を用 い た放 出 （ 地 上 放 出と して評 価）

原子 炉建 屋 ガス 処理 系

原子 炉建 屋 ガス 処理 系
格納容器内での沈 着

格納容器内での沈 着な し追加 放出 分 FP

追加 放出 分 FP

格納容器から原子炉建屋への漏えい
率：漏え い なし

格納 容器 圧 力
逃が し装 置格納容器から原子炉建屋への漏えい率：
0.5％ ／day

格納容器圧力逃がし装置による 除染

サプ レッ シ ョン・プー ルの ス クラ ビン グ
（無 機よ う 素Ｄ Ｆ＝ １０ ０ ）サプ レ ッシ ョン ・ プー ル のス ク ラビ ングによ るＤ Ｆ を考 慮し ない

添付 2.6.3-8

非常用ガス再循環系及び非常用ガス処理系を 用 いた 排気 筒放 出

添付資料 2.6.4
非常用ガス処理系による系外放出を考慮した被ばく評価について

炉心損傷防止対策の有効性評価を確認する事故シーケンスグループのうち，格納容器ベントを実施する「高圧・低圧注水機能喪失」，「崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系が故障した場合）」及び「ＬＯＣＡ時注水機能喪失」においては，
格納容器圧力及び雰囲気温度の上昇を厳しく見積もる観点で，格納容器からの漏えいを考慮しない条件で評価を実施しており，敷地境界外における実効線量評価においてもこの条件を踏襲している。このため，格納容器からの漏えい及び非常用ガス処理系による系外放出を考慮した場合の敷地境界外の実効線量評
価への影響について，非常用ガス処理系による系外放出を考慮している設計基
準事故の「原子炉冷却材喪失」の評価結果と比較することにより確認した。
「原子炉冷却材喪失」及び「ＬＯＣＡ時注水機能喪失」の評価条件の比較を
第 1 表に，敷地境界外の実効線量の評価結果の比較を第 2 表に示す。両者の評
価結果を比較する観点から，「ＬＯＣＡ時注水機能喪失」の評価条件は，保守的に実効線量が小さくなるウェットウェルベントのケースを示した。第 1 表に示すとおり，無機よう素及び有機よう素の格納容器気相部への移行割合は「原子炉冷却材喪失」の方が大きくなっているものの，「原子炉冷却材喪失」における放射性物質の系外への放出は格納容器漏えい率及び非常用ガス処理系の換気率に基づく緩やかなものであるため，「原子炉冷却材喪失」における実効線量は，「ＬＯＣＡ時注水機能喪失」における実効線量よりも約 2 桁小さい値となっている。
以上により，「ＬＯＣＡ時注水機能喪失」等の敷地境界外の実効線量評価において，格納容器からの漏えい及び非常用ガス処理系による系外放出の影響を考慮した場合でも，その影響は約 2 桁程度小さく，有意ではないことを確認した。

添付 2.6.4-1

第1表

格納容器へ
の移行割合

格納容器内
での低減効
果

ＬＯＣＡ時注水機能喪失

原子炉冷却材喪失（設計基準事故）
100％

炉内液相部から気相部への
移行割合

希ガス

100％

有機よう素

10％

100％

無機よう素

約 8.1％

100％

炉内から格納容器への移行割合

有機よう素

サプレッショ
ン・プール除
染係数

希ガス

－

有機よう素

－

－

無機よう素

1／10（ＤＦ10）

1／101（分配係数 100）

格納容器内
沈着

希ガス

－

－

有機よう素

－

－

無機よう素

－

1／2

希ガス

1

1

有機よう素

1

10

無機よう素

1

約 1.7

希ガス

－

－

有機よう素

1／50（ＤＦ50）

3／100（除去効率 97％）

格 納 容 器 気 相 部 への 移 行 割
合比 ※１
フ ィ ル タ ベ ン ト ／非 常 用 ガ
ス処理系による低減効果

希ガス
100％

無機よう素
－

無機よう素

1／100（ＤＦ100）

3／100（除去効率 97％）

格納容器
漏えい率等

格納容器漏えい率；漏えいなし
格納容器ベント；約 28 時間後に100％放出

格納容器漏えい率：0.5％／day
非常用ガス処理系換気率；
1 回／day

χ／Ｑ

格納容器圧力逃がし装置（地上放出）：2.9×10－５ s／m３
耐圧強化ベント系（排気筒放出）※２：2.0×10 －６ s／m３

非常用ガス処理系（排気筒放出）※２：8.0×10 －７ s／m３

Ｄ／Ｑ

格納容器圧力逃がし装置（地上放出）：4.0×10－１９ Gy／Bq
耐圧強化ベント系（排気筒放出）※２：8.1×10 －２０ Gy／Bq

非常用ガス処理系（排気筒放出）※２：4.5×10 －２０ Gy／Bq

大気拡散条件※１※２

評価条件の比較

ＬＯＣＡ時注水機能喪失における格納容器気相部への移行割合を 1 として規格化した値
同じ排気筒放出の場合でも，実効放出継続時間の違いによりχ／Ｑ及びＤ／Ｑの値は異なる。

第2表

敷地境界外での実効線量評価結果の比較

事故シーケンスグループ等

放出経路
格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベント（ウェットウェルベント）
ＬＯＣＡ時注水機能喪失
耐圧強化ベント系による格納容器ベント（ウェットウェルベント）
原子炉冷却材喪失（設計基準事故） 非常用ガス処理系による放出

添付 2.6.4-2

実効線量（mSv）
約 7.6×10－２
約 9.8×10－２
約 2.7×10－４燃料棒から追加放出される希ガス
約 6.0×10 １５ Bq

原子炉圧力容器気相部への放出
放出割合：100％

原子炉圧力容器内気相中の希ガス

原子炉圧力容器からサプレッション・チェンバへの放出
放出割合：100％

格納容器内気相中の希ガス

格納容器圧力逃がし装置から大気へ放出
放出割合：100％

格納容器圧力逃がし装置から放出される希ガス
約 1.5×10 １４ Bq ※格納容器圧力逃がし装置

地上放出※：ベント開始（事象発生 28 時間後）までの放射性物質の自然減衰を考慮

第1図

ＬＯＣＡ時注水機能喪失時の格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベント時の放射性希ガスの大気放出過程（γ線実効エネルギ 0.5MeV 換算値）

添付 2.6.4-3

燃料棒から追加放出されるよう素
約 2.2×10１５ Bq（Ｉ－131 等価量 約 3.9×10 １４ Bq）

冷却材中に存在するよう素
約 6.0×10 １３ Bq（Ｉ－131 等価量 約 4.7×10１２ Bq）（有機よう素割合：4％）（無機よう素割合：96％）（冷却材中への分解：90％）

原子炉圧力容器
気相部への放出
放出割合：10％

原子炉圧力容器内気相中の有機よう素

原子炉圧力容器内液相中の無機よう素
原子炉圧力容器からサプレッション・チェンバへの放出
キャリーオーバー割合：2％

原子炉圧力容器からサプレッション・チェンバへの放出
放出割合：100％

サプレッション・プール水中のスクラビング等による除染係数：10

格納容器内気相中のよう素

格納容器圧力逃がし装置から大気へ放出
放出割合：100％
無機よう素の除染係数：100
有機よう素の除染係数： 50

格納容器圧力逃がし装置から放出されるよう素
約 7.0×10 １０ Bq ※（Ｉ－131 等価量 約 4.1×10１０ Bq）

格納容器圧力逃がし装置

地上放出※：ベント開始（事象発生 28 時間後）までの放射性物質の自然減衰を考慮

第2図

ＬＯＣＡ時注水機能喪失時の格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベント時の放射性よう素の大気放出過程

添付 2.6.4-4燃料棒から追加放出される希ガス
約 6.0×10 １５ Bq

原子炉圧力容器気相部への放出
放出割合：100％

原子炉圧力容器内気相中の希ガス

原子炉圧力容器からサプレッション・チェンバへの放出
放出割合：100％

格納容器内気相中の希ガス

耐圧強化ベントから大気へ放出
放出割合：100％

耐圧強化ベントから放出される希ガス
約 1.5×10 １４ Bq ※耐圧強化ベント

排気筒放出※：ベント開始（事象発生 28 時間後）までの放射性物質の自然減衰を考慮

第3図

ＬＯＣＡ時注水機能喪失時の耐圧強化ベントによる格納容器ベント時の放射性希ガスの大気放出過程（γ線実効エネルギ 0.5MeV 換算値）

添付 2.6.4-5

燃料棒から追加放出されるよう素
約 2.2×10 １５ Bq（Ｉ－131 等価量 約 3.9×10１４ Bq）

冷却材中に存在するよう素
約 6.0×10 １３ Bq（Ｉ－131 等価量 約 4.7×10１２ Bq）（有機よう素割合：4％）（無機よう素割合：96％）（冷却材中への分解：90％）

原子炉圧力容器
気相部への放出
放出割合：10％

原子炉圧力容器内気相中の有機よう素

原子炉圧力容器内液相中の無機よう素
原子炉圧力容器からサプレッション・チェンバへの放出
キャリーオーバー割合：2％

原子炉圧力容器からサプレッション・チェンバへの放出
放出割合：100％

サプレッション・プール水中のスクラビング等による除染係数：10
格納容器内気相中のよう素

格納容器圧力逃がし装置から大気へ放出
放出割合：100％
無機よう素の除染係数：1
有機よう素の除染係数：1

格納容器圧力逃がし装置から放出されるよう素
約 5.3×10 １２ Bq ※（Ｉ－131 等価量 約 3.1×10１２ Bq）

耐圧強化ベント

排気筒放出※：ベント開始（事象発生 28 時間後）までの放射性物質の自然減衰を考慮

第4図

耐圧強化ベントによる格納容器ベント時の放射性よう素の大気放出過程

添付 2.6.4-6燃料棒から追加放出される希ガス
約 6.0×10 １５ Bq

格納容器内への放出
放出割合：100％

格納容器内気相中の希ガス

格納容器からの漏えい
漏えい率：0.5％／d
漏えい継続：無限期間

原子炉建屋内の希ガス

非常用ガス処理系
換気率：1 回／d

希ガス放出量
約 4.0×10 １２ Bq

排気筒放出

第5図

原子炉冷却材喪失（事故）時の放射性希ガスの大気放出過程（γ線実効エネルギ 0.5MeV 換算値）

添付 2.6.4-7

燃料棒から追加放出されるよう素
約 2.2×10１５ Bq（Ｉ－131 等価量 約 3.9×10１４ Bq） ※１

冷却材中に存在するよう素
約 6.0×10 １３ Bq（Ｉ－131 等価量 約 4.7×10 １２ Bq） ※１
格納容器内への放出
放出割合：100％

格納容器内への放出
放出割合：100％

無機よう素

有機よう素

格納容器内での沈着による低減：50％
格納容器スプレイ水等による低減：分配係数 100

格納容器内気相中のよう素格納容器からの漏えい
漏えい率：0.5％／d
漏えい継続：無限期間

原子炉建屋内のよう素

非常用ガス再循環系 ※２
換気率：4.8 回／d

非常用ガス処理系 ※２
換気率：1 回／d

よう素放出量 約 8.3×10９ Bq（Ｉ－131 等価量 約 4.8×10 ９ Bq） ※１

排気筒放出※１：小児実効線量係数換算※２：よう素の除去効率：再循環 90％，外部放出 97％

第6図

原子炉冷却材喪失（事故）時の放射性よう素の大気放出過程

添付 2.6.4-8

添付資料 2.6.5
安定状態について（ＬＯＣＡ時注水機能喪失）

ＬＯＣＡ時注水機能喪失時の安定状態については，以下のとおり。
原子炉安定停止状態：事象発生後，設計基準事故対処設備又は重大事故等対処
設備 を用 い た炉 心 冷 却が 維持 可 能で あ り ，また ，冷却 のた め の 設 備 が そ の 後 も 機 能 維 持 で き ，か つ ，必 要 な 要 員の不足や資源の枯渇等のあらかじめ想定される事象悪化のおそれがない場合に安定停止状態が確立されたものとする。
格納容器安定状態 ：炉心冷却が維持された後に，設計基準事故対処設備又は重大事故等対処設備を用いた格納容器除熱により格納
容器圧力及び温度が安定又は低下傾向に転じ，また，格納容器除熱のための設備がその後も機能維持でき，かつ，必要な要員の不足や資源の枯渇等のあらかじめ想定される事象悪化のおそれがない場合に安定状態が確立されたものとする。
【安定状態の確立について】
原子炉安定停止状態の確立について
逃がし安全弁により原子炉減圧状態を維持し，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）による原子炉注水を継続することで，炉心の冷却は維持され原子炉安定停止状態が確立される。
格納容器安定状態の確立について
炉 心 冷 却 を 継 続 し ，事 象 発 生 の 約 28 時 間 後 に 格 納 容 器 圧 力 逃 が し 装 置 を 用 い
た格納容器除熱を実施することで，格納容器圧力及び雰囲気温度は安定又は低下 傾 向 と な る 。 格 納 容 器 雰 囲 気 温 度 は 15 0℃ を 下 回 る と と も に ， ド ラ イ ウ ェ ル
雰囲気温度は，低圧注水継続のための逃がし安全弁の機能維持が確認されている 1 26℃ を 上 回 る こ と は な く ， 格 納 容 器 安 定 状 態 が 確 立 さ れ る 。 な お ， 格 納 容
器圧力逃がし装置等を用いた格納容器除熱を実施するが，敷地境界における実効 線 量 は ， 6.2 × 10 － １ m Sv と な り ， ま た ， 燃 料 被 覆 管 の 破 裂 も 発 生 し な い こ とから，周辺公衆に対して著しい放射線被ばくのリスクを与えることはない。
また，重大事故等対策時に必要な要員は確保可能であり，必要な水源，燃料及び電源を供給可能である。
【安定状態の維持について】
上記の炉心損傷防止対策を継続することにより安定状態を維持できる。
また，代替循環冷却系又は残留熱除去系の復旧により除熱を行い，格納容器
ベントを閉止し格納容器を隔離することで，安定状態の更なる除熱機能の確保
及び維持が可能となる。
（ 添 付 資 料 2.1. 2 別 紙 1 ）

添付 2.6.5-1

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（ＬＯＣＡ時注水機能喪失）

第 1-1 表分類

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（ＳＡＦＥＲ）（1／2）

重要 現象

崩壊 熱

崩壊 熱モ デ ル

燃料棒表面熱伝達モ デル

炉心添付 2.6.6-1

燃料棒表面熱伝達，沸騰 遷移 ，気液熱 非平 衡解析 モデ ル

燃料 被覆 管 酸化燃料 被覆 管 変形

ジルコニウム－
水反 応モ デ ル

膨れ・破 裂評 価 モ
デル

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。
最確条件を包絡できる条件を設定することにより崩 壊熱 を 大き くす るよ う 考慮 して い る 。
TBL， ROSA-Ⅲ の 実 験 解 析 に お い て ， 熱 伝 達 係 数を低めに評価する可能性があり，他の解析モデ
ルの不確かさとあいまってコード全体として，スプレイ冷却のない実験結果の燃料被覆管温度に比 べて 最 大 50℃ 程度 高め に 評価 する 。 低圧 代
替注水系の注水による燃料棒冷却（蒸気単相冷
却 又 は 噴 霧 流 冷 却 ） の 不 確 か さ は ＋ 20 ℃ ～ ＋
40℃ 程度 で ある 。
酸化量及び酸化反応に伴う発熱量をより大きく
見積 も る Baker-Just 式 によ る 計算 モデ ル を採 用
して おり ， 保守 的な 結果 を 与え 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 。

解析コー ド は，実 験 結果 の燃 料被 覆 管温 度に 比べ て 最大 50℃ 程度
高めに評 価 する こと から ， 解析 結果 は 燃 料棒 表面 の 熱伝 達係 数を小さく評 価 する 可能 性が あ る。 よっ て ， 実際 の燃 料 棒表 面で の熱伝達は大 き くな るこ とで ， 燃料 被覆 管 温 度は 低く な るが ，操 作手
順（速や か に注 水手 段を 準 備す るこ と ） に変 わり は なく ，燃 料被覆管温度 を 操作 開始 の起 点 とす 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 。

解析コードは，実験解析において熱伝達モデルの保守性により燃
料被覆管温度を高めに評価し，有効性評価解析においても燃料被覆管温度を高めに評価することから，評価項目となるパラメータに対 する 余 裕は 大き くな る 。

解析コ ード は， 酸 化量 及 び酸 化反 応 に伴 う発 熱 量の 評価 に つい て
保守的 な結 果を 与 える た め， 燃料 被 覆管 温度 を 高め に評 価 する 可能性が ある 。よ っ て， 実 際の 燃料 被 覆管 温度 は 低く なる が ，操 作
手順（ 速や かに 注 水手 段 を準 備す る こと ）に 変 わり はな く ，燃 料
被覆管温度を操作開始の起点とす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。
解析コ ード は， 燃 料被 覆 管の 破裂 判 定に おい て おお むね 保 守的 な
判定結 果を 与え ， 有効 性 評価 解析 に おけ る燃 料 被覆 管の 最 高温 度
は 616℃ で ある こ とか ら ，ベ スト フ ィッ ト曲 線 の破 裂判 断 基準 に対して 十分 な余 裕 があ り ，燃 料被 覆 管の 破裂 判 定の 不確 か さが 運
転員等操 作 に与 える 影響 は ない 。

解析コードは，酸化量及び酸化反応に伴う発熱量の評価について保守的な結果を与えるため，燃料被覆管温度を高く評価すること
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 。

膨れ・破裂は，燃料被覆管温度と円周方向応力に基づいて評価され，燃料被覆管温度は上述のように高めに評価され，円周方向応力は燃焼期間中の変化を考慮して燃料棒内圧を大きく設定
し保守的に評価している。したがって，ベスト
フィット曲線を用いる場合も破裂の判定はおおむね 保守 的 とな る。

破裂発生前の被覆管の膨れ及び破裂発生の有無は，伝熱面積やギャップ熱伝達係数，破裂後の金属－水反応熱に影響を与え，燃料被覆管温度に影響を与える。解析コードは，燃料被覆管の破裂判定においておおむね保守的な判定結果を与え，有効性評価解析に
おけ る燃 料 被覆 管の 最高 温 度は 616℃ であ るこ とか ら，ベス トフ ィット曲線の破裂判断基準に対して十分な余裕があり，燃料被覆管の破裂判定の不確かさにより，評価項目となるパラメータに与える影 響は な い。

添付資料 2.6.6

第 1-1 表
分類

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（ＳＡＦＥＲ）（2／2）

重要 現象

炉心

沸騰・ボ イド 率 変化，気液 分離（ 水位変 化 ）・対 向流 ，三次 元効 果添付 2.6.6-2

沸騰・凝 縮・ボ イ
ド率 変化 ，気 液 分離（ 水位 変 化） ・対向 流

解析 モデ ル

二相流体の流動
モデ ル

二相流体の流動
モデ ル

原子 炉
圧力容器
冷却 材放 出（ 臨 界流・ 差圧 流 ）臨界 流モ デ ル

ECCS 注 水 （ 給 水系・代替 注水 系 含む。 ）原子炉注水系モデル

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

TBL， ROSA-Ⅲ，FIST-ABWR の 実験 解析 にお いて ，
二相水位変化は，解析結果に重畳する水位振動
成分を除いて，実験結果とおおむね同等の結果が得られている。低圧代替注水系の注水による燃料棒冷却（蒸気単相冷却又は噴霧流冷却）の不確 かさ は ＋20℃～ ＋40℃ 程度 であ る 。
また ，原 子炉 圧 力の 評価 に おい て，ROSA-Ⅲで は，
2MPa よ り低 い圧 力 で系 統的 に 圧力 低下 を 早め に予測する傾向を呈しており，解析上，低圧注水
系の起動タイミングを早める可能性が示される。しかし，実験で圧力低下が遅れた理由は，
水面上に露出した上部支持格子等の構造材の温度が燃料被覆管からの輻射や過熱蒸気により上昇し ，LPCS スプ レ イの 液滴 で 冷却 され た 際に 蒸気が発生したためであり，低圧代替注水系を注水手段として用いる本事故シーケンスでは考慮する必要のない不確かさである。このため，燃料被覆管温度に大きな影響を及ぼす低圧代替注
水系の注水タイミングに特段の差異を生じる可能性 はな い と考 えら れる 。
下部プレナムの二相水位を除き，ダウンカマの二相水位（シュラウド外水位）に関する不確かさを取り扱う。シュラウド外水位については，
燃料被覆管温度及び運転員操作のどちらに対しても二相水位及びこれを決定する二相流動モデ
ルの妥当性の有無は重要でなく，質量及び水頭のバランスだけて定まるコラプスト水位が取り扱えれば十分である。このため，特段の不確かさを 考慮 す る必 要は ない 。
TBL， ROSA-Ⅲ，FIST-ABWR の 実験 解析 にお いて ，
圧力変化は実験結果とおおむね同等の解析結果が得られており，臨界流モデルに関して特段の不確 かさ を 考慮 する 必要 は ない 。

運転操 作は シュ ラ ウド 外 水位 （原 子 炉水 位計 ） に基 づく 操 作で あること から ，運 転 員等 操 作時 間に 与 える 影響 は 原子 炉圧 力 容器 の分類にて 示 す。

解析コードは，燃料被覆管温度に対して，解析結果に重畳する水位 振 動 に 伴 う 燃 料 棒 冷 却 の 不 確 か さ の 影 響 を 考 慮 す る と 20℃ ～40℃ 程 度 低 め に 評 価 す る 可 能 性 が あ る が ， 有 効 性 評 価 解 析 に お け
る燃 料被 覆 管の 最高 温度 は 616℃ であ り，評価 項目 に 対し て十 分な
余裕 があ る こと から ，そ の 影響 は非常 に 小さ い。

解析コ ード は， ダ ウン カ マ部 の二 相 水位 変化 を 適切 に評 価 する ことから， 運 転員 等操 作時 間 に与 える 影 響 は小 さい 。

解析コードは，ダウンカマ部の二相水位変化を適切に評価することか ら， 評 価項 目と なる パ ラメ ータに 与 える 影響 は 小さ い。

解析コ ード は， 原 子炉 圧 力変 化を 適 切に 評価 す るこ とか ら ，運 転員等操作 時 間に 与え る影 響 は小 さい 。
破断口 及び 逃が し 安全 弁 から の流 出 は， 圧力 容 器ノ ズル 又 はノ ズ
ルに接 続す る配 管 を通 過 し， 平衡 均 質流 に達 す るの に十 分 な長 さである こと から ， 管入 口 付近 の非 平 衡の 影響 は 無視 でき る と考 えられ，平 衡 均質 臨界 流モ デ ルを 適用 可 能 であ 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 。

解析コードは，原子炉圧力変化を適切に評価することから，評価
項目 とな る パラ メー タに 与 える 影響は 小 さい 。
破断口及び逃がし安全弁からの流出は，圧力容器ノズル又はノズ
ルに接続する配管を通過し，平衡均質流に達するのに十分な長さであることから，管入口付近の非平衡の影響は無視できると考えられ ，平 衡 均質 臨界 流モ デ ルを 適用可 能 であ 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 。

入力 値に 含 まれ る。
各系統の設計条件に基づく原子炉圧力と注水流量の関係を使用しており，実機設備仕様に対して注水流量を少なめに与え，燃料被覆管温度を高め に評 価 する 。

第 1-2 表
分類

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（ＭＡＡＰ）

重要 現象

炉心
原子 炉
圧力容器

解析 モデ ル

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

崩壊 熱

炉心 モデ ル（ 原 子
炉出力及び崩壊熱）「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 。

ECCS 注 水 （ 給 水系・代替 注水 設 備
含む ）安全 系モ デ ル（ 非常用 炉心 冷 却系 ）入力 値に 含 まれ る。
保守的な崩壊熱を入力値に用いており，解析モ
デル の不 確 かさ の影 響は な い。
入力 値に 含 まれ る。
保守的な注水特性を入力値に用いており，解析
モデ ルの 不 確か さの 影響 は ない 。

「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 。

解析コー ド は，HDR 実験 解 析に おい て 区 画に よっ て 格納 容器 雰囲
気温度を 十 数℃ 程度 ，格 納 容器 圧力 を 1 割程 度高 め に評 価す る傾向が確認 さ れて いる が， BWR の 格納 容 器 内の 区画 と は異 なる 等，
実験体系 に 起因 する もの と 考え られ ， 実 機体 系に お いて は不 確か
さが小さ く なる もの と推 定 され ，全 体 と して は格 納 容器 圧力 及び雰囲気温 度 の傾 向を 適切 に 再現 でき て い るこ とか ら ，格 納容 器圧力及び雰 囲 気温 度を 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 並び に格 納容 器 圧力 及び 雰 囲 気温 度を 操 作開 始の 起点としてい る 格納 容器 圧力 逃 がし 装置 に よ る格 納容 器 除熱 に係 る運転員等操 作 時間 に与 える 影 響は 小さ い 。
また，格 納 容器 各領 域間 の 流動 ，構 造 材 との 熱伝 達 及び 内部 熱伝導の不確 か さに おい ては ，CSTF 実験 解 析 にお いて 格 納容 器雰 囲気
温度及び 非 凝縮 性ガ スの 挙 動は 測定 デ ー タと 良く 一 致す るこ とを確認して お り， その 差異 は 小さ いこ と か ら， 格納 容 器圧 力及 び雰
囲気温度 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 器冷却並びに 格 納容 器圧 力及 び 雰囲 気温 度 を 操作 開始 の 起点 とし ている格納容 器 圧力 逃が し装 置 によ る格 納 容 器除 熱に 係 る運 転員 等操
作時間に 与 える 影響 は小 さ い。
「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 コー ド は，HDR 実験 解 析に おい て区画 によ って 格 納容 器雰 囲気
温度 を十 数 ℃程 度， 格納 容 器圧 力を 1 割 程度 高め に 評価 する 傾向が確 認さ れ てい るが 、BWR の格 納 容器内の 区画 とは 異 なる 等，実験体系に起因するものと考えられ，実機体系においては不確かさが小さくなるものと推定され，全体としては格納容器圧力及び雰囲
気温度の傾向を適切に再現できていることから，評価項目となる
パラ メー タ に与 える 影響 は 小さ い。
また，格納容器各領域間の流動，構造材との熱伝達及び内部熱伝導の 不確 か さに おい ては ，CSTF 実 験解析 によ り格 納 容器 雰囲 気温度及び非凝縮性ガスの挙動は測定データと良く一致することを確認していることから，評価項目となるパラメータに与える影響は
小さ い。

「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 。

格納容器各領域
間の 流動
構造材との熱伝達及び内部熱伝導格納 容器

添付 2.6.6-3

格納容器モデル（格納容器の熱
水力 モデ ル ）気液界面の熱伝達スプ レイ 冷 却

安全 系モ デ ル（ 格納容 器ス プ レイ ）格納 容器 ベ ント

格納容器モデル（格納容器の熱
水力 モデ ル ）HDR 実 験解 析で は，格納 容 器圧 力及 び 雰囲 気温 度について，温度成層化を含めて傾向をよく再現できることを確認した。格納容器雰囲気温度を
十数 ℃程 度 高め に， 格納 容 器圧 力 を 1 割 程度 高
めに評価する傾向が確認されたが，実験体系に起因するものと考えられ，実機体系においては
この種の不確かさは小さくなるものと考えられる。また，非凝縮性ガス濃度の挙動について，解析結果が測定データとよく一致することを確認し た。
格納容器各領域間の流動，構造材との熱伝達及び内 部熱 伝 導の 不確 かさ に おい ては ，CSTF 実験
解析では，格納容器雰囲気温度及び非凝縮性ガ
ス濃度の挙動について，解析結果が測定データとよ く一 致 する こと を確 認 した 。

入力 値に 含 まれ る。
スプレイの水滴温度は短時間で雰囲気温度と平衡に至ることから伝熱モデルの不確かさはな
い。
入力 値に 含 まれ る。
格納容器ベントについては，設計流量に基づいて流路面積を入力値として与え，格納容器各領域間の流動と同様の計算方法が用いられている。

「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 。

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（1／6）
解析 条件 の 不確 かさ

項目

条件 設定 の 考え 方
解析 条件

最確 条件

原子 炉熱 出 力

3,293MW

約 3,279MW～
約 3,293MW（実 績値 ）

原子 炉圧 力(圧力 容 器ド ーム 部)

6.93MPa[gage]

約 6.91MPa[gage]～
約 6.94MPa[gage]（実 績値 ）

定格 熱出 力 を設 定

定格 圧力 を 設定

通常 運転 水 位を 設定

原子 炉水 位

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 ）

48,300t／h（定 格流 量（100％ 流量 ））

定格流量の約 86％～約 104％
（実績値）

初期条件

添付 2.6.6-4

通常 運転 水 位
（セ パレ ー タス カー
ト下 端か ら ＋126cm）

定格 流量 を 設定
炉心 流量

燃

料

燃料 棒最 大線出 力密 度

９×９ 燃 料(Ａ型 )44.0kW／ m

装荷 炉心 ご と約 33 kW／ m～
約 41kW／m（実 績値 ）

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
初期の燃料棒線出力密度が大きい
方が燃料被覆管温度に対して厳しい設 定と な るた め ，保 安規 定の 運 転
上の 制限 に おけ る上 限値 を 設定

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

最 確 条 件 と し た 場 合 には 最 大 線 出 力 密 度 及 び 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 及 び 評 価 項目 と な る パ ラ メ ー タ に 与 え る 影響
は ， 最 大 線 出 力 密 度 及び 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 ， ゆ ら ぎ に よ り 解 析 条 件 に 対して 変 動 を 与 え う る が ，事 象 初 期 に お い て 主 蒸 気 隔 離 弁が閉 止 し ， 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 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 ， 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 ， 解 析 条 件 で 設 定した 通 常 運 転 水 位 か ら 高圧 炉 心 ス プ レ イ 系 等 の 自 動 起 動信号 が 発 信 す る 原 子 炉 水位 異 常 低 下 （ レ ベ ル ２ ） ま で の原子 炉 水 位 の 低 下 量 は約 2m 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 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 ， 炉 心 流 量 の 運 転 範 囲 に お いて解 析 条 件 か ら 変 動 し うる が ， 事 象 初 期 に お い て 原 子 炉がス ク ラ ム す る と と も に， 再 循 環 ポ ン プ が ト リ ッ プ す るた
め ， 初 期 炉 心 流 量 が 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 (Ａ 型 )及 び ９ ×９
燃 料 (Ｂ 型 )の 混 在 炉 心 又 は それ ぞ れ 型 式 の 単 独 炉 心 となる 場 合 が あ る が ， 両 型式 の 燃 料 の 特 性 は ほ ぼ 同 等 で ある
こ と か ら ， 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。

最確条件とした場合には最大線出力密度及び原子炉停止
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 及 び評 価項 目と な るパ ラメ ー タ に与 える 影 響は ，
最大 線出 力 密度 及び 原子 炉 停止 後の 崩 壊 熱に て説 明 する 。

最 確 条 件 は 解 析 条 件 で設 定 し て い る 燃 料 棒 線 出 力 密 度より も 小 さ く な る 。 こ のた め ， 燃 料 被 覆 管 温 度 上 昇 が 緩和
され るが ，操 作手 順（ 速 やか に注 水手 段 を 準備 する こ と）に 変 わ り は な く ， 燃 料被 覆 管 温 度 を 操 作 開 始 の 起 点 とす
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 うる が，事象 初 期におい て 主蒸 気隔 離弁 が 閉止
し，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 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，解 析 条件 で設 定し た 通常
運転水位から高圧炉心スプレイ系等の自動起動信号が発信す る原 子 炉水 位異 常低 下（レベル ２ ）ま での 原子 炉 水位の低 下量 は 約 2m 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 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 には ，炉心流量 の 運転 範囲 にお い て解析条 件か ら 変動 しう るが ，事象初期 に おい て原 子炉 が スク
ラム する と とも に，再循 環 ポンプが ト リ ップ する た め，初期炉 心流 量 が事 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 には ，９×９ 燃料 (Ａ 型)及 び ９×９燃
料 (Ｂ 型 )の 混 在 炉 心 又 は そ れ ぞ れ 型 式 の 単 独 炉 心 と な る
場合 があ る が，両型 式の 燃 料の特性 は ほぼ 同等 であ る ことから ，炉 心冷 却 性に 大き な 差は無く ，評価 項目 とな る パラ
メー タに 与 える 影響 は小 さ い。
最確条件は解析条件で設定している燃料棒線出力密度よりも 小さ く なる 。こ のた め ，燃料被 覆 管温 度上 昇が 緩 和される 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 。

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（2／6）
解析 条件 の 不確 かさ

項

目
解析 条件

ANSI/ANS-5.1-1979
燃焼度 33GWd／ t

燃焼 度
33GWd／t 以下（実 績値 ）

5kPa[gage]

約 2.2kPa[gage]～
4.7kPa[gage]（実 績値 ）

ドラ イウ ェ ル
雰囲 気温 度57℃

約 25℃ ～58℃
（実 績値 ）

格納 容器 体 積
（ド ライ ウ ェル ）5,700m ３

5,700m ３（設 計値 ）

空間 部： 4,100m ３
液相 部： 3,300m ３

空間 部：
約 4,092m ３ ～約 4,058m ３
液相 部：
約 3,308m ３ ～約 3,342m ３（実 測値 ）

原子 炉停 止 後の崩壊 熱

添付 2.6.6-5

初期条件

格納 容器 圧 力

格納 容器 体 積
（ウ ェッ ト ウェ ル）

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

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。このため ，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(1 ヶ 月)を 考慮した運転期間に対応する燃焼度を設 定

最 確 条 件 と し た 場 合 には ， 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 ， 原 子 炉 か ら サ プ レッシ ョ ン ・ プ ー ル に 流 出す る 蒸 気 量 が 減 少 す る こ と で ，原子 炉 水 位 の 低 下 は 遅 くな り ， 燃 料 被 覆 管 温 度 の 上 昇 は緩
和 さ れ る が ， 操 作 手 順（ 速 や か に 注 水 手 段 を 準 備 す ること ） に 変 わ り は な く ，燃 料 被 覆 管 温 度 を 操 作 開 始 の 起点と す る 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 ， 同様 に 格 納 容 器 圧 力 及 び 雰 囲 気 温度
並びにサプレッション・プール水位及びサプレッショ
ン ・ プ ー ル 水 温 度 の 上昇 が 遅 く な り ， こ れ ら の パ ラ メー
タ を 操 作 開 始 の 起 点 とす る 運 転 員 等 操 作 の 開 始 時 間 は遅くな る。
最 確 条 件 は 解 析 条 件 で設 定 し て い る 圧 力 よ り も 小 さ くな
る。この ため ，格 納容 器 圧力 が低 めに 推 移 する こと か ら，格 納 容 器 圧 力 を 操 作 開始 の 起 点 と す る 運 転 員 等 操 作 の開始時 間は 遅 くな る。

最確 条件 と した 場合 には ，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 ，燃 料 から の発 熱が 小 さく
なり ，原 子炉 か らサ プレ ッ ション・プ ール に流 出す る 蒸気
量が 減少 す るこ とで ，原 子 炉水位の 低 下 は遅 くな り，炉 心
露出 後の 燃 料被 覆管 温度 の 上昇 は緩 和 さ れる 。ま た，同 様に格 納容 器 圧力 及び 雰囲 気 並び にサ プ レ ッシ ョン・プ ー ル
水位 及び サ プレ ッシ ョン・プール水 温 度の 上昇 は遅 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。

最確 条件

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

ドライウェル内ガス冷却装置の設
計温 度を 設 定

設計 値を 設 定

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 には ， ゆ ら ぎ に よ り 解 析 条 件 に 対して 変 動 を 与 え う る が ，ド ラ イ ウ ェ ル 雰 囲 気 温 度 は ， 格納
容 器 ス プ レ イ の 実 施 に伴 い 飽 和 温 度 と な る こ と か ら ，初期 温 度 の ゆ ら ぎ 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 。
解 析 条 件 は 最 確 条 件 と同 等 で あ る こ と か ら ， 事 象 進 展に
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 ， 格 納 容 器 体 積 （ ウ ェ ッ ト ウェル ） の 液 相 部 の 運 転 範囲 に お い て 解 析 条 件 よ り 高 め の水
位 と な る が ， ゆ ら ぎ の幅 は 非 常 に 小 さ い 。 例 え ば ， サプ
レッ シ ョン ・ プ ール の 水量 は 3,300m ３ で ある の に対 し ，
ゆら ぎに よ る水 量変 化は 約 42m ３ であ り，その 割合 は 初期
保 有 水 量の 1.3％ 程 度 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 。

最確条件は解析条件で設定している格納容器初期圧力よりも 小さ く なる 。こ のた め ，格納容 器 圧力 が低 めに 推 移す
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 。
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，ドラ イ ウェル雰 囲 気 温度 は，格納 容 器
スプ レイ の 実施 に伴 い飽 和 温度 とな る こ とか ら，初期 温 度のゆ らぎ 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 。
解析 条件 は 最確 条件 と同 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。
最確 条件 と した 場合 には ，格 納容 器体 積（ ウェ ット ウ ェル）の液相部の運転範囲において解析条件より高めの水位となる が，ゆら ぎの 幅 は非 常に小さ い。例え ば，サ プ レッ ション・プ ール の水 量は 3,300m３ で ある の に 対し、ゆ らぎ による 水量 変 化は 約 42m ３ で あり ，そ の 割合 は初 期保 有 水量の 1.3％程 度と 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 。

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（3／6）
解析 条件 の 不確 かさ

項

目
解析 条件

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

初期条件

ベン ト管
真空 破壊 装 置
作動 差圧

6.983m（通 常運 転 水位-4.7cm）

7.000m～ 7.070m（実 績値 ）32℃

約 15℃ ～約 32℃（実 績値 ）

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 ）

添付 2.6.6-6

外部 水源 の 水温

35℃

外部 水源 の 容量

約 8,600m ３

燃料 の容 量

約 1,010kL

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

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 には ， サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 水位の 運 転 範 囲 に お い て 解析 条 件 よ り 高 め の 水 位 と な る が，
ゆ ら ぎ の 幅 は 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 3,300m ３ であ るの に対し、 ゆら ぎ （0.087m）に よ る水 量変 化 は 約 42m ３ で あ り，
そ の 割 合 は 初 期 保 有 水 量の 1.3％ 程 度 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 く ， 運 転 員等
操作 時間 に 与え る影 響は 小 さい 。
最 確 条 件 は 解 析 条 件 で設 定 し て い る 水 温 よ り も お お むね
低 く な る た め ， サ プ レッ シ ョ ン ・ プ ー ル で の 圧 力 抑 制効
果が 高ま り 格納 容器 圧力 の 上昇 は緩 和 さ れる 。この た め，
格 納 容 器 圧 力 を 操 作 開始 の 起 点 と す る 運 転 員 等 操 作 の開始は 遅く な る。
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 ，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 ，サプレッ シ ョ ン・プー ル水 位 の
運転 範囲 に おい て解 析条 件 より 高め の 水 位と なる が，ゆ ら
ぎの 幅は 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 3,300m ３ であ るの に対 し 、ゆらぎ （0.087m） によ る水 量 変化 は約 42m ３ であ り， そ の割合は 初期 保 有水 量の 1.3％ 程 度と 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。
最確条件は解析条件で設定している水温よりもおおむね低く なる た め，サプ レッ シ ョン・プ ー ルで の圧 力抑 制 効果
が高 まり 格 納容 器圧 力の 上 昇は 緩和 さ れ る。この ため ，評
価項 目と な るパ ラメ ータ に 対す る余 裕 は 大き くな る 。

最確 条件

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 ）
（設 計値 ）

35℃ 以下

約 8,600m ３ 以 上（西 側淡 水 貯水 設備＋代 替淡 水 貯槽 ）
約 1,010kL 以上（軽 油貯 蔵 タン ク＋
可搬 型設 備 用軽 油タンク ）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
設計 値を 設 定

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 ，年間 の気 象 条件 変化 を包 含 する高 めの 水 温を 設定

西側淡水貯水設備及び代替淡水貯槽の 管理 下 限値 を設 定
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

最 確 条 件 と し た 場 合 には ， 解 析 条 件 で 設 定 し て い る 水温
よ り も お お む ね 低 く なり ， 格 納 容 器 ス プ レ イ に よ る 圧力
抑 制 効 果 が 高 ま る こ とか ら ， 同 等 の 効 果 を 得 る た め に必要 と な る ス プ レ イ 水 量が 少 な く な り ， 外 部 水 源 を 用 いた
格 納 容 器 ス プ レ イ に 伴う サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 水 位の上 昇 が 緩 和 さ れ る こ とか ら ， サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル水
位を 操作 開 始の 起点 とす る 操作 の開 始 は 遅く なる 。
管理 値下 限 の容 量と して 事 象発 生か ら 7 日間 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。
管理 値下 限 の容 量と して 事 象発 生か ら 7 日間 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 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。

最確 条件 と した 場合 には ，解析条件 で 設定 して いる 水 温よりも おお む ね低 くな り，格 納容器ス プ レイ によ る圧 力 抑制
効果 が高 ま るが ，格 納容 器 最高使用 圧 力に 到達 した 時 点で格納 容器 ベ ント を実 施す る マネ ジメ ン ト に変 わり は なく ，格納容器圧力の最大値はおおむね格納容器ベント時の圧力で 決定 さ れる ため ，評 価 項目とな る パラ メー タに 与 える
影響 はな い 。
－

－

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（4／6）
解析 条件 の 不確 かさ

項

目
解析 条件

再循 環配 管 に
約 3.7cm ２ 及 び
約 9.5cm ２ の 破断 が発生－

安全 機能 の 喪失に対 する 仮 定

高圧 注水 機 能喪 失
低圧 注水 機 能喪 失
減圧 機能 喪 失

－

事故条件

起因 事象

添付 2.6.6-7

外部 電源

外部 電源 あ り

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

破断 位置 は ，冷 却 材の 流出 流量 が 大きくなるため炉心冷却の観点で厳しい 液相 部 配管 とし ，シュ ラウ ド 内
外で燃料被覆管温度及び事象進展に有意な差がないこと及び格納容器破損防止対策の有効性評価では原子炉冷却材圧力バウンダリに接続する配管の中で最大口径の破断を想 定す る こと を考 慮し ，再循 環 配管と する 。
破断 面積 は ，低圧 代替 注水系（ 常設 ）を用いた原子炉注水により燃料被覆管の破裂発生を防止可能な範囲と し ， 不 確 か さ を 考 慮 し て 約 3.7㎝ ２ 及 び約 9.5 ㎝ ２ と する 。
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
また ，原子 炉減 圧 機能 とし て自 動 減圧系 の機 能 喪失 を設 定
外部 電源 が ある 場合 ，原子 炉ス ク ラ
ム及 び再 循 環ポ ンプ トリ ッ プは ，それぞ れ原 子 炉水 位低（ レベ ル３ ）信号及 び原 子 炉水 位異 常低 下（レ ベ ル２）信号 と なり ，原子 炉水 位の 低 下が大 きく な るこ とで ，燃料 被覆 管 温度の 観点 で 厳し くな る

破断 面積 が 小さ い場 合 ，原子 炉水 位の 低 下 は遅 くな る が，
操 作 手 順 （ 速 や か に 注水 手 段 を 準 備 す る こ と ） に 変 わり
はな く， 運 転員 等操 作時 間 に与 える 影 響 はな い。
破 断 面 積 が 約 9.5cm ２ を 超 え ， 炉 心 損 傷 が 発 生 す る 場 合は ，「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）」 の対 応と なる 。
（添 付資 料 2.6.1）

破断 面積 が 小さ い場 合，原 子炉水位 の 低 下は 遅く な り，燃料被 覆管 温 度の 上昇 は緩 和 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 。
破断 面積 が約 9.5cm ２ を 超え ，炉心 損傷 が 発生 する 場 合は，「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 ）」 の対 応 とな る。
（添 付資 料 2.6.1）－－

外 部 電 源 が な い 場 合 でも ， 非 常 用 母 線 は 非 常 用 デ ィ ーゼ
ル 発 電 機 等 か ら 自 動 的に 受 電 さ れ ， ま た ， 常 設 低 圧 代替
注 水 系 を 用 い た 低 圧 代替 注 水 系 （ 常 設 ） の 起 動 準 備 操作
は ， 外 部 電 源 が な い 場合 も 考 慮 し て 設 定 し て い る こ とから， 運転 員 等操 作時 間に 与 える 影響 は な い。

外部 電源 が ない 場合 は，外 部電源喪 失 に伴 い原 子炉 ス クラ
ム，再循 環ポ ン プト リッ プ 等が発生 す る ため ，外 部電 源 がある場合と比較して原子炉水位の低下は緩和されることから ，評 価項 目 とな るパ ラ メータに 対 する 余裕 は大 き くな
る。

最確 条件

－

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（5／6）
解析 条件 の 不確 かさ

項目

原子 炉ス ク ラム

主蒸 気隔 離 弁

添付 2.6.6-8

重大 事故 等対策 に関連す る 機器 条件

ＡＴ ＷＳ 緩 和設 備
（代 替原 子 炉再 循環
ポン プト リ ップ 機能 ）条件 設定 の 考え 方
解析 条件

最確 条件

原子 炉水 位 低
(レベ ル ３)信号（遅 れ時 間 1.05 秒 ）原子 炉水 位 異常 低下（レ ベル ２ ）信 号
で閉 止
原子 炉水 位 異常 低下（レ ベル ２ ）信 号
で全 台ト リ ップ

原子 炉水 位 低
(レベ ル ３)信号（遅 れ時 間 1.05 秒 ）原子 炉水 位 異常 低下（レ ベル ２ ）信 号
で閉 止
原子 炉水 位 異常 低下（レ ベル ２ ）信 号
で全 台ト リ ップ

（原 子炉 圧 力制 御時 ）安全 弁機 能7.79MPa[gage]～
8.31MPa[gage]385.2t／ h／ 個～
410.6t／ h／ 個

（原 子炉 圧 力制 御時 ）安全 弁機 能7.79MPa[gage]～
8.31MPa[gage]385.2t／ h／ 個～
410.6t／ h／ 個
（設 計値 ）

逃が し安 全 弁

（原 子炉 手 動減 圧操
作時 ）逃が し安 全 弁（ 自動 減圧機 能） 7 弁を 開放 す
ることによる原子炉
減圧（原 子炉 手 動減 圧操
作時 ）逃が し安 全 弁（ 自動 減圧機 能） 7 弁 を 開放 す
ることによる原子炉
減圧

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

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
影響 はな く ，運 転員 等操 作 時間 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
影響 はな く ，運 転員 等操 作 時間 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
影響 はな く ，運 転員 等操 作 時間 に与 え る 影響 はな い 。

設計 値を 設 定
なお，安全 弁 機能 は逃 がし弁 機能 に比べて原子炉圧力が高めに維持され，原 子炉 減 圧操 作時 に原子 炉圧 力が所定の圧力に到達するまでの時
間が 遅く な るた め，事 象発生 初期 において高圧注水機能が喪失し低圧
注水機能を用いて原子炉注水を実施す る事 故 シー ケン スに お いて は，
評価項目に対して厳しい条件となる
逃がし安全弁の設計値に基づく原
子炉圧力と蒸気流量の関係から設定解 析 条 件 は 最 確 条 件 と同 等 で あ る こ と か ら ， 事 象 進 展に
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 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。
解析 条件 と 最確 条件 は同 様 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。
解析 条件 と 最確 条件 は同 様 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。
解析 条件 は 最確 条件 と同 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。
なお ，本 事故 シ ーケ ンス に おいては ，事象 発生 初期 に おいて高 圧注 水 機能 が喪 失し 低 圧代 替注 水 系（常 設）によ る 原
子炉 注水 を 実施 する ため ，逃がし弁 機 能に 期待 した 場 合は
評価 項目 と なる パラ メー タ に対 する 余 裕 は大 きく な る。

解 析 条 件 は 最 確 条 件 と同 等 で あ る こ と か ら ， 事 象 進 展に
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 は 最確 条件 と同 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

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 の 不確 かさ

項目

添付 2.6.6-9

重大 事故 等 対策 に関 連す る 機器 条件

低圧 代替 注 水系
（常 設）

代替 格納 容 器ス プレ
イ冷 却系 （ 常設 ）格納 容器 圧 力
逃が し装 置

解析 条件

最確 条件

（原 子炉 注 水単 独時 ）（2 台 ）
・注 水流 量 ：0m ３ ／h～378m ３ ／ h（原 子炉 注 水単 独時 ）（2 台 ）
・注 水流 量 ：0m ３ ／h～378m ３ ／ h
以上
・注 水圧 力 ：0MPa[dif]～
2.38MPa[dif]（原子炉注水と格納
容器 スプ レ イ併 用時 ）・注 水 流量：230m ３ ／ h
以上

・注 水圧 力 ：0MPa[dif]～
2.38MPa[dif]（原子炉注水と格納
容器 スプ レ イ併 用時 ）・注 水流 量：230m ３ ／h

スプ レイ 流 量：130m ３ ／h（ 一 定）

スプ レイ 流 量：102m ３ ／h～ 130m ３ ／h

排気 流量 ：13.4kg／ s（格 納容 器 圧力
310kPa[gage]にお いて ）

排気 流量 ：13.4kg／ s
以上（格 納容 器 圧力
310kPa[gage]にお いて ）

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

炉心冷却性の観点で厳しい設定として，設備 設 計上 の最 低要求 値で ある最 小流 量 特性 を設 定

最 確 条 件 と し た 場 合 ，お お む ね 注 水 開 始 後 の 原 子 炉 水位の 回 復 が 早 く な り ， 原子 炉 水 位 の 維 持 操 作 の 開 始 が 早くな る が ， 原 子 炉 減 圧 から 水 位 回 復 ま で の 原 子 炉 水 位 を継続 監 視 し て い る 期 間 の流 量 調 整 操 作 で あ る 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 ，お お むね注水 開 始後 の原 子炉 水 位の回復 が早 く なり ，炉 心の 再 冠水が早 ま 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。

最 確 条 件 と し た 場 合 ，サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 水 位 の上
昇 が 緩 和 さ れ る こ と から ， サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 水位を操作開始の起点とする運転員等操作の開始は遅くなる。

最確 条件 と した 場合 でも ，スプレイ 流 量 は，格納 容器 圧 力の上 昇を 抑 制可 能な 範囲 で 調整 し，ま た，代替 格納 容 器ス
プレ イ冷 却 系（ 常設 ）の 停 止後に格 納 容器 最高 使用 圧 力に到達した時点で格納容器ベントを実施する運転員等操作に変 わり は なく ，格 納容 器 圧力の最 大 値は おお むね 格 納容器ベ ント 時 の圧 力で 決定 さ れる ため ，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 と した 場合 には ，格納容器 ベ ント 後の 格納 容 器圧力の 低下 が 早く なる が，格 納容器最 高 使用 圧力 に到 達 した時点で格納容器ベントを実施するマネジメントに変わり
はな く，格納 容 器圧 力の 最 大値はお お むね 格納 容器 ベ ント
時の 圧力 で 決定 され るた め ，評価項 目 とな るパ ラメ ー タに与え る影 響 はな い。

併用 時の 系 統評 価に 基づ き，保守 的な流 量を 設 定

サプ レッ シ ョン・プー ル水位 の上 昇
が早 くな り，格納 容器 圧力逃 がし 装
置による格納容器除熱までの操作
時間余裕の観点で厳しい条件として，運転 手順 の流 量 調整範囲（102m
３／ h～ 130m ３ ／ h） に お け る 上 限 を設定
格納容器減圧特性の観点で厳しい設定 とし て，設備 設計 上の最 低要 求
値で ある 最 小流 量特 性を 設 定

最 確 条 件 と し た 場 合 には ， 格 納 容 器 ベ ン ト 後 の 格 納 容器
圧 力 の 低 下 が 早 く な るが ， 格 納 容 器 ベ ン ト 後 に 格 納 容器
圧 力 を 操 作 開 始 の 起 点と す る 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。

第3表

操作条件が要員の配置による他の操作，評価項目となるパラメータ及び操作時間余裕に与える影響（1／4）

項

解析 上の
操作 開始 時 間目

操作条件

添付 2.6.6-10

逃がし安全弁（ 自動 減 圧
機能 ）の 手 動
による原子
炉減圧操作
(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 から25 分後

条件 設定 の考え 方

運転手順に基づき， 高 圧・ 低 圧注
水機 能 喪失 を 確認
し， 低 圧代 替 注水系（ 常 設） の 準備が完 了 した 時 点で原子 炉 減圧 を 実施する た め， 外 部電源が な い場 合 も考
慮し ， 状況 判 断，
高圧 注 水機 能 喪失の確 認 ，解 析 上考
慮し な い高 圧 代替
注水系の起動操
作， 低 圧注 水 機能喪失 の 確認 ， 高圧
／低 圧 注水 機 能の回復 操 作， 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）の注 水 準備 操 作及び逃がし安全弁（自 動 減圧 機 能）の手 動 操作 に よる
原子 炉 減圧 に 要す
る時 間 を考 慮 して設定

操作 不確 か さ要 因

【認 知】
中央 制御 室 にて 機器 ラン プ 表示 ，機 器 故 障警 報，平 均出 力領 域計 装 ，系 統
流量 等に て，原 子炉 スク ラ ム等 を確 認 す る。この事 象初 期の 状況 判 断に 余
裕時 間を 含 めて 10 分を 想 定し てい る 。 この 後，高 圧炉 心ス プレ イ 系及 び
原子 炉隔 離 時冷 却系 の手 動 起動 操作（ 失 敗）として 2 分 ，解 析上 考 慮し な
い高 圧代 替 注水 系の 起動 操 作と して 4 分 並び に低圧 炉心 スプ レイ 系 及び 残留熱 除去 系 （低 圧注 水系 ） の手 動起 動 操 作（ 失敗） として 4 分を 想 定し ，余裕 時間 を 含め て 10 分 を 設定 して い る 。よ って， 認知 時間 とし て 余裕 時
間を 含め て 20 分を 設定 し てお り， 十 分 な時 間余裕 を確 保し てい る こと から， 認知 遅 れが 操作 開始 時 間に 影響 を 及 ぼす 可能性 は非 常に 小さ い 。
【要 員配 置 】
中央 制御 室 での 操作 のみ で あり ，当 直 運 転員 は中央 制御 室に 常駐 し てい る
こと から ， 要員 配置 が操 作 開始 時間 に 与 える 影響は ない 。
【移 動】
中央 制御 室 内で の操 作の み であ り，移 動 が操 作開始 時間 に与 える 影 響は ない。
【操 作所 要 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）の起 動 準備 操
作と して 3 分 及 び逃 がし 安 全弁 の手 動 操 作に よる原 子炉 減圧 とし て 1 分 を想定 し，余裕 時 間を 含め て 操作 時間 と し て 4 分を設 定し てい る。い ずれ も
中央 制御 室 の制 御盤 のス イ ッチ によ る 簡 易な 操作で あり ，操 作所 要 時間 が長く なる 可 能性 は非 常に 低 く，操作 所 要 時間 が操作 開始 時間 に影 響 を及 ぼす可 能性 は 非常 に小 さい 。
【他 の並 列 操作 有無 】
原子 炉注 水 を最 優先 に実 施 する ため ，他 の並 列操作 が操 作開 始時 間 に与 え
る影 響は な い。
【操 作の 確 実さ 】
中央 制御 室 の制 御盤 のス イ ッチ によ る 簡 易な 操作で あり ，誤 操作 は 起こ りにく いこ と から ，誤 操作 等 が操 作開 始 時 間に 影響を 及ぼ す可 能性 は 非常 に小さ い。

運転 員等 操 作時 間に与え る影 響認知時間及び操作時
間は ，余 裕時 間 を含 めて設定していることから ，実 態の 操 作開 始
時間は解析上の設定
よりも若干早まる可能性 があ る が，状況 判
断から一連の操作として実施するか又は異なる当直運転員が実施 する こ とか ら，この他の運転員等操作に与 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 の操 作開 始
時間よりも早くなる
可能 性が あ り，この 場
合には原子炉への注水開始時間が早くなることで燃料被覆管
温度の上昇は緩和される 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。

逃が し安 全 弁（ 自動 減圧 機 能）の手動による原子炉減圧操作(常 設 低 圧 代 替 注 水 系 ポ ン プ を用い た常 設 低圧 代替 注水 系（ 常設）に よ る原 子炉注水 操 作）は ，10 分 の 減 圧 遅 れ を 想 定 し た 場
合で も，燃 料 被覆管の 最 高温 度
は約 706℃ であ り，燃 料 被覆 管の破 裂は 発 生せ ず，評 価 項目 を満足することを感度解析により 確 認 し て い る た め ， 10 分 程
度の操作時間余裕は確保されてい る。
ま た ， 25 分 の 減 圧 遅 れ を 想 定
した 場合 に は，燃料被 覆 管の 最高温 度は 約 1,000℃に なり ，一部の燃料被覆管に破裂が発生する が，炉 心 の著しい 損 傷は 発
生せ ず，こ の 時の格納 容 器圧 力逃がし装置による格納容器ベ
ント時の敷地境界外の実効線
量 は 約 1.1mSv， 耐 圧 強 化 ベ ント系による格納容器ベント時の敷地境界外の実効線量は約4.4mSv とな り ，い ずれ も 5mSv
を下 回る が，この場合 に は格 納
容器 雰囲 気 放射 線モ ニタ（Ｄ ／Ｗ）及 び格 納 容器雰囲 気 放射 線
モニ タ（Ｓ ／Ｃ ）によ り 炉心 損
傷の 判断 を 行い，炉心 損 傷後 のマネジメントに移行することから，重大 事 故での対 策 の範 囲と な る 。な お ，約 9.5cm ２ の 破
断の 場合 に は，評価上 考 慮し な
い高圧代替注水系による原子炉注 水に 期 待す るこ とで ，操 作
時間余裕を確保することができる 。
（添 付資 料 2.6.7）

中央制御室における操作のため，シミュ
レータ（模擬操作含む。）
にて訓練実績
を取得。解析
上 に お い ては，起因事象の LOCA 及び 給水流量の全喪失の発生から
高圧・低圧注
水機能喪失の認知及び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）の注水準備操作後の原子炉
減圧 まで 25 分としているところ，訓練実績は約 18 分 。
想定している
範囲内で意図している運転操作が実施可能なことを確認し た。

第3表

操作条件が要員の配置による他の操作，評価項目となるパラメータ及び操作時間余裕に与える影響（2／4）

項

解析 上の
操作 開始 条 件

目

操作条件

添付 2.6.6-11

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

格納 容器 圧 力
279kPa[gage]
到達 時

条件 設定 の考え 方

操作 不確 か さ要 因

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 響運転 手 順に 基 づき
格納 容 器ベ ン ト実
施基 準 であ る 格納容器 最 高使 用 圧力（310kPa[gage]）に対 す る余 裕 を考
慮し 設定

【認 知】
事故時には重要監視パラメータである格納容器圧力を継続監視しており，また ， 格 納 容 器 ス プ レ イ の 操 作 実 施 基 準 （ 格 納 容 器圧力 279kPa[gage]） に 到 達する のは 事 象発 生 約 16 時 間後 で あり ，比 較的 緩や か なパ ラメ ータ 変 化で あること から ， 認知 遅れ が操 作 開始 時間 に 影 響を 及ぼす 可能 性は 非常 に 小さ い。
【要 員配 置 】
中央 制御 室 での 操作 のみ で あり ，当直 運転 員は 中央 制 御室 に常 駐し て いる ことから ，要 員 配置 が操 作開 始 時間 に与 え る 影響 はない 。
【移 動】
中央 制御 室 内で の操 作の み であ り， 移 動 が操 作開始 時間 に与 える 影 響は ない 。
【操 作所 要 時間 】
中央 制御 室 の制 御盤 のス イ ッチ によ る 簡 易な 操作で あり ，緩 や かな 圧力 上 昇に対し て十 分 に短 く， 操作 開 始時 間に 影 響 を及 ぼす可 能性 は非 常に 小 さい 。
【他 の並 列 操作 有無 】
原子 炉水 位 の調 整操 作を 並 列し て実 施 す る場 合があ るが ，同 一 の制 御盤 に よる対応が可能であることから，他の並列操作が操作開始時間に与える影響はない。 また ， 代替 格納 容器 ス プレ イ冷 却 系 （常 設）は ，低 圧代 替注 水 系（ 常設 ）とポ ンプ 等 を共 用し てい る が，原 子炉 注水 と格 納容 器 スプ レイ の流 量 を同 時に確保 可能 な ポン プ容 量を 備 えて いる た め，原子 炉注 水 と格 納容 器冷 却 の同 時運用が 可能 で ある 。
【操 作の 確 実さ 】
中央 制御 室 の制 御盤 のス イ ッチ によ る 簡 易な 操作で あり ，誤 操 作は 起こ り にく
いこ とか ら ，誤 操作 等が 操 作開 始時 間 に 影響 を及ぼ す可 能性 は非 常 に小 さい 。

左記のとおり操作不確かさ要因により操
作開始時間に与える影響は小さいことから，実態 の操 作 開始 時
間は解析上の設定とほぼ 同等 で ある 。
本操 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
間は遅くなる可能性があ るが ，並 列 して 実施する場合がある原
子炉水位の調整操作とは同一の制御盤による対応が可能であるこ とか ら，こ の他 の操作に与える影響はない 。

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 に与 える
影響 はな い 。
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 が遅くな る場 合 でも，パラメータが操作実施基準に到達した時点で開始することで同等の効 果が 得 られ，有効性評価解析における格納容器圧力の最大値に変わりがないことか ら，操作 開始 が遅くなることにより評
価項目となるパラメータに与える影響はない 。

操作 時間 余裕

訓練 実績 等

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，事象 発
生の約 16 時 間 後に 実施す るも の であ り，準
備時間が確保できること から ，時 間 余裕 がある 。

中央制御室における操作のため，シミュレータにて訓練（模擬操作含む。）を取得。訓練では，格納容器
圧力 279kPa[gage]
到達時に，代替格
納容器スプレイ冷
却系（常設）を実
施，スプレイ操作
は約 4 分。 想 定している範囲内で意図している運転操作が実施可能なことを 確認 し た。

第3表
項

目

操作条件

添付 2.6.6-12

格納容器圧
力逃がし装
置による格
納容器除熱
（サプレッ
ショ ン・チ ェ
ンバ 側）

操作条件が要員の配置による他の操作，評価項目となるパラメータ及び操作時間余裕に与える影響（3／4)
解析 上の操作 開始 条 件

格 納容 器 圧力
310kPa[gage]
到達 時

条件 設定 の考え 方

運 転手 順 に基づ き， 格 納容
器 最高 使 用圧
力 を踏 ま えて設定

操作 不確 か さ要 因
【認 知】
事故 時に は 重要 監視 パラ メ ータ であ る 格 納容 器圧力 を継 続監 視し て おり ，格 納 容器
ベ ン ト の 操 作 実施 基 準 （ 格 納 容 器 圧力 310kPa[gage]） に 到 達 す る の は ， 事象 発 生の約 28 時間 後 であ り， 比 較的 緩や か なパ ラメ ータ 変 化で ある こと か ら， 認知 遅 れが操 作開 始 時間 に与 える 影 響は ない 。
【要 員配 置 】
中央制御室での操作のみであり，当直運転員は中央制御室に常駐していることから， 要員 配 置が 操作 開始 時 間に 与え る 影 響は ない。
【移 動】
中央 制御 室 内で の操 作の み であ り， 移 動 が操 作開始 時間 に与 える 影 響は ない 。
【操 作所 要 時間 】
中央 制御 室 の制 御盤 のス イ ッチ によ る 簡 易な 操作で あり ，緩 やか な 圧力 上昇 に 対して十分に短く，操作所要時間が操作開始時間に影響を及ぼす可能性は非常に小さい。
【他 の並 列 操作 有無 】
低圧 代替 注 水系（ 常設 ）に よる 原子 炉 水位 維持 操作 を 並列 して 実施 す る場 合が あ る
が ，異 なる 当 直運 転員 に よる 対応 が可 能 であ ること から ，他の 並 列操 作が 操作 開 始
時間 に与 え る影 響は ない 。
【操 作の 確 実さ 】
中央 制御 室 での 操作 は， 中 央制 御室 の 制 御盤 のスイ ッチ によ る簡 易 な操 作で あ り，
誤操 作は 起 こり にく いこ と から ，誤 操 作等 が操 作開 始 時間 に影 響を 及 ぼす 可能 性 は
非常 に小 さ い。
なお ，中 央制 御 室で の操 作 に失 敗し た 場合 は現 場で の 操作 を実 施す る こと とし て お
り ， 操 作の 信 頼 性 を 向 上 して い る が ， こ の 場 合 ，75 分程 度 は 操 作 開 始 時間 が 遅 れる可 能性 が ある 。

運転 員等 操 作時 間に与え る影 響

左記のとおり操作不確かさ要因により操
作開始時間に与える影響は小さいことから，実態 の操 作 開始 時
間は解析上の設定とほぼ 同等 で ある 。仮 に中央制御室での遠隔操作が失敗した場合
は，現場 操作 に て対 応する ため ，75 分 程度 操
作開始時間が遅れる
可能 性が あ る。
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 遅くなる可能性がある
が，並列 して 実 施す る場合がある原子炉水位の調整操作とは異なる当直運転員による対応が可能であること から ，こ の 他の 操作に与える影響はな
い 。な お ，遠 隔 操作 失敗時に現場操作にて対応 する 場 合に も，異なる要員により対応が可能であることから，この 他の 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 目に 与え る
影響 はな い 。仮 に中 央
制御室での遠隔操作が失 敗し た 場合 は，現場操作にて対応する
ため ，75 分 程度 操作 開始時間が遅れる可能性が ある 。 この 場合 ，格 納 容 器 圧 力 は310kPa［ gage］より 若
干上 昇し ，評価 項目 となるパラメータに影響を 及ぼ す が，この 場
合 で も 620kPa[gage]を十分に下回ることから ，格 納 容器 の健 全性の観点からは問題とな らな い 。

格納容器圧力逃がし装置による格納容器
減圧 及び 除 熱操 作は ，
事象 発生 の 約 28 時 間後に実施するものであり ，準 備 時間 が確 保
でき るこ と から ，時 間
余裕 があ る 。仮 に，中央制御室からの遠隔操作 に失 敗 し，現場 操
作にて格納容器圧力逃がし装置二次隔離
弁の開操作を実施す
る場 合に は ，格 納容 器
減圧及び除熱操作の開始 が遅 れ るこ とで ，格 納 容 器 圧 力 は0.31MPa[gage] か ら 上
昇す るが ，格納 容器 ス
プレイを停止した時
点の格納容器圧力約0.243MPa[gage] か ら
0.310MPa[gage] 到 達
まで の時 間 が約 1 時 間であることから外挿すると，0.31MPa[gage] か ら
0.62MPa[gage] に 到 達する まで に 5 時 間程 度の時 間余 裕 があ り，現場操作に要する時間
は 75 分 程 度で ある ことか ら，時 間余 裕が ある。
（ 添 付 資 料 2.6.6 ，
2.6.7）

中央制御室での操
作は，シミュレー
タ（模擬操作含む。）にて訓練実績を取得。訓練では，格納容器圧力の上昇傾向を監視
し ， 310kPa[gage]
到達時に，格納容器除熱を実施し，
操作 時間 は 約 4 分。
想定している範囲内で意図している
運転操作が実施可
能であることを確認し た。
また，遠隔操作に失敗した場合は現場操作にて対応するが，現場モック
アップ等による訓練実績では，移動
時間 を含 め 約 66 分
で操作を実施できた。想定している
範囲内で意図している運転操作が実施可能であることを確 認し た 。

第3表

操作条件が要員の配置による他の操作，評価項目となるパラメータ及び操作時間余裕に与える影響（4／4)

項

解析 上の
操作 開始 条件

条件 設定 の
考え 方

代替淡水貯
槽を水源と
した注水の
開始 時点

代替淡水貯槽への補 給は ，解 析 条
件で はな い が，解析で想定している操作の成立や継続に必要な作
業で あり ，代 替 淡
水貯槽が枯渇しない よう に 設定

代替淡水貯
槽への補給
開始から適
宜

可搬型代替注水中型ポンプへの燃料 給油 は，解 析
条件 では な いが ，解析で想定している操作の成立や継続に必要な作業 であ り，燃 料が枯渇しないように 設定

目

代 替淡 水 貯槽への 補給 操 作

操作
条件

添付 2.6.6-13

代 替淡 水 貯槽
へ の補 給 に用い る可 搬 型代
替 注水 中 型ポ
ン プへ の 燃料
給油 操作

操作 不確 か さ要 因

代替 淡水 貯 槽の 枯渇 まで に は 24 時間 以 上 の時 間余 裕 があ り， 補給 開 始ま での準備 時間 180 分 を考 慮し て も， 十分 な 時 間余 裕があ る。

可搬 型代 替 注水 中型 ポン プ の燃 料枯 渇 ま でに は約 210 分 の時 間余 裕 があ り ，給油開 始ま で の準 備時 間 110 分 （ タン クロ ーリ ーへの 給油 90 分 及 び可 搬型 代 替
注水 中型 ポ ンプ への 給油 20 分） を 考慮 し ても ，十 分 な時 間余 裕が あ 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－－操作 時間 余裕

訓練 実績 等－

代替淡水貯槽への補給は所要時間
180 分 のと ころ ，訓練実績等により約
164 分 に 実 施 可 能
なことを確認した。

－

可搬型代替注水中型ポンプへの燃料
給油は所要時間110 分 のと ころ ，訓練実績等により約
98 分に 実施 可能 なこと を確 認 した 。

添付資料 2.6.7
原子炉注水開始が遅れた場合の影響について（ＬＯＣＡ時注水機能喪失）

逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作が遅れる こ と で ，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 ）による原子炉注水の開始時間が有効性評価における設定よりも遅れた
場合の評価項目となるパラメータに与える影響を確認した。
なお，解析は，ベースケースと同様に輻射熱伝達を保守的に取り扱
うＳＡＦＥＲコードを使用している。

1.

燃料被覆管破裂を回避可能な範囲での原子炉減圧の時間余裕
逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作が有

効 性 評 価 に お け る 設 定 よ り も 10 分 及 び 25 分 遅 れ た 場 合 の 感 度 解 析
結果を第 1 表に示す。
また，燃料棒破裂発生時点の燃料被覆管温度と燃料被覆管の円周方向の応力の関係を第 1 図に，逃がし安全弁（自動減圧機能）の手
動 に よ る 原 子 炉 減 圧 操 作 が 10 分 遅 れ た 場 合 の 原 子 炉 圧 力 ，原 子 炉 水
位（ シ ュ ラ ウ ド 内 外 水 位 ）， 燃 料 被 覆 管 温 度 及 び 燃 料 被 覆 管 酸 化 割 合の推移を第 2 図から第 5 図に示す。
第 1 図 に 示 す と お り ， 10 分 の 遅 れ 時 間 を 想 定 し た 場 合 で も ， 燃 料
被覆管の破裂は発生しないことから，運転員による原子炉減圧操作に は 少 な く と も 10 分 程 度 の 時 間 余 裕 は 確 保 さ れ て い る 。

2.

燃料被覆管に破裂が発生した場合の敷地境界外での実効線量評価
炉心損傷防止対策の有効性評価においては，周辺の公衆に対して
添付 2.6.7-1

著しい放射線被ばくリスクを与えないことを考慮し，燃料被覆管の破裂が発生しないことを目安としている。
一方で，実際の炉心は線出力密度の異なる燃料棒から構成されて
おり，線出力密度の高い一部の燃料棒のみに破裂が発生し，その他の燃料棒には破裂が発生しない場合もある。一部の燃料棒に破裂が発生しても，炉心全体に対する破裂割合が低い場合には，非居住区
域 境 界 外 で の 実 効 線 量 が 評 価 項 目 で あ る 5mSv 以 下 と な る こ と が 考 えられる。
以上により，逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉
減 圧 操 作 が 有 効 性 評 価 に お け る 設 定 よ り も 25 分 遅 れ た 場 合 を 想 定 し ，実炉心設計に基づく破裂割合を考慮した場合の敷地境界外での実効線量を感度解析により評価した。
減圧時間等の条件は変えずに燃料棒初期線出力密度を変化させた解析を実施し，燃料棒初期線出力密度がどの程度であれば燃料棒が破裂するかの評価を行った結果を第 2 表に示す。本表より，燃料棒
初 期 線 出 力 密 度 が 約 36.1kW／ m を 超 え る 燃 料 棒 は 破 裂 す る と 想 定 した 場 合 ， ９ ×９ 燃 料 （ Ａ 型 ） 平 衡 炉 心 に お い て 最 大 線 出 力 密 度 を
44.0kW ／ m と 仮 定 し た 燃 料 棒 線 出 力 密 度 分 布 で は 燃 料 棒 線 出 力 密 度
約 36.1kW／ m を 超 え る 燃 料 棒 は 全 燃 料 棒 の 約 0.2％ で あ る こ と か ら ，
実 効 線 量 の 評 価 に お い て は ，保 守 的 に 全 燃 料 棒 の 1％ に 破 裂 が 発 生 す
るものとする。実効線量の評価結果を第 3 表に，ベースケースと同様 の 線 出 力 密 度（ 4 4.0kW／ m）を 設 定 し た 燃 料 棒 に 対 す る 燃 料 被 覆 管破裂発生時点の燃料被覆管温度と燃料被覆管の円周方向の応力の関係を第 1 図に示す。
25 分 の 減 圧 遅 れ を 想 定 し た 場 合 ， 第 1 図 に 示 す と お り 一 部 の 燃 料
添付 2.6.7-2

被覆管に破裂が発生するが，第 3 表に示すとおり実炉心設計を考慮
し た 場 合 に は 敷 地 境 界 外 で の 実 効 線 量 の 最 大 値 は 約 4.4mSv と な り ，
評 価 項 目 で あ る 5mSv を 下 回 る 。
なお，この場合には，格納容器内空間線量率がドライウェルで最大 約 4.8×10 ３ Gy／ h， サ プ レ ッ シ ョ ン ・ チ ェ ン バ で 最 大 約 4.3×10 ４
Gy／ h と な り ，炉 心 損 傷 後 の マ ネ ジ メ ン ト へ 移 行 す る 判 断 基 準 を 上 回
る。

第 1表

減圧遅れによる燃料被覆管温度及び酸化量への影響

ベースケースの減圧時間からの遅れ時間
10 分
25 分

第 2表

燃料被覆管
最高温度
約 706℃
約 1,000℃

燃料被覆管の酸化量1％ 以 下約 5％

燃 料 被 覆 管 の 破 裂 本 数 と 全 炉 心 の 破 裂 割 合 （ 遅 れ 時 間 25 分 ）添付 2.6.7-3

第 3表

敷 地 境 界 外 で の 実 効 線 量 評 価 結 果 （ 遅 れ 時 間 25 分 ）使用するベント設備
格納容器圧力逃がし装置によるドライウェルベント
耐圧強化ベント系によるドライウェルベント

敷地境界外での実効線量
約 1.1mSv
約 4.4mSv

10000
GEMP731
ORNL3626
ORNL3626(照射)GEMP683
GEVNC(0.56℃/s)(8×8)(Vallecitosのデータ)
GEVNC(2.8 ℃/s)(8×8)(Vallecitosのデータ)
GEVNC(5.6 ℃/s)(8×8)(Vallecitosのデータ)

1000

GEVNC(0.56℃/s)(7×7)(Vallecitosのデータ)
GEVNC(2.8 ℃/s)(7×7)(Vallecitosのデータ)

円

GEVNC(5.6 ℃/s)(7×7)(Vallecitosのデータ)
NUREG-0630,DATA F(ORNL)周NUREG-0630,DATA H(KfK FABIOLA)方NUREG-0630,DATA I(ORNL)NUREG-0630,DATA J(KfK)

向の

KfK(0.8～1.6K/s)(REBEKA Single Rod)100

JNES(内圧破裂試験)
NFI他(内圧破裂試験)

応

ベストフィット曲線

力

平均値－２σ曲線(N/mm2)25 分 遅 れ

ベース ケ ース

10

10 分 遅 れ

1
0

100

200

300

400

500

600

700

800

900

1000

1100

1200

1300

1400

1500

1600

燃 料 被 覆 管 温 度 (℃)

第 1図

燃料棒破裂発生時点の燃料被覆管温度と燃料被覆管の円周方向の応力※の関係

添付 2.6.7-4

※

燃料被覆管の円周方向の応力算出方法について

燃料被覆管の破裂については，ＳＡＦＥＲの解析結果である燃料被覆管温度と燃料被覆管の円周方向の応力の関係から判定する。
燃料被覆管の円周方向応力σについては，次式により求められる。

=

2

(

)

ここで，
D

：燃料被覆管内径t：燃料被覆管厚さ

Pin ： 燃 料 被 覆 管 内 側 に か か る 圧 力
Pout ： 燃 料 被 覆 管 外 側 に か か る 圧 力 （ ＝ 原 子 炉 圧 力 ）である。
燃 料 被 覆 管 内 側 に か か る 圧 力 Pinは ， 燃 料 プ レ ナ ム 部 と ギ ャ ッ プ 部の温度及び体積より，次式で計算される。

=(

1+

)

ここで，
V

：体積

T

：温度

N

：ガスモル数R：ガス定数

添 字 P： 燃 料 プ レ ナ ム 部F：ギャップ部である。
燃料棒に破裂が発生する時点の燃料被覆管温度と燃料被覆管の円
周方向の応力の関係図に示される実験は，ＬＯＣＡ条件下での燃料棒の膨れ破裂挙動を把握することが目的であり，燃料被覆管内にガ
添付 2.6.7-5

スを封入して圧力をかけた状態で加熱することによりＬＯＣＡ条件を模擬している。このため，これらの実験ではペレット－被覆管の接触圧を考慮していない。
また，燃料被覆管内側にかかる圧力のうち，ペレット－被覆管の接触圧は，設計用出力履歴において最大線出力密度を維持する最大燃焼度，すなわち燃料被覆管温度評価を最も厳しくする燃焼度の時に運転中の最大値を取るものの，スクラムによる出力低下に伴って接触圧は緩和される。このため，燃料被覆管内側にかかる圧力にペレット－被覆管の接触圧を考慮しない。

添付 2.6.7-6

10

シュラウド外水位がジェットポン
プ頂部まで低下すると流路が減少
し 水 頭 が 小 さ く な る ま で ，シ ュ ラ ウ
ド内及びジェットポンプ内の水位の低下が早まる傾向になる。
水位低下による発熱部冠水長さの減 少 に よ り ，逃 が し 安 全 弁 開 閉 間 隔
が広がる。

8

原子炉圧力

6

（MPa[abs]）

4

2

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）
SA3NT2SBA99AG2QR001

第 2図

原 子 炉 圧 力 の 推 移 （ 遅 れ 時 間 10 分 ）20

原子炉水 位（シュ ラウド内外水位 ）

炉心上部プレナム

15

10
シュラウド外シュラウド内5

炉心下部プレナム

（ｍ）

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）
SA3NT2SBA99AG2QR001

第 3図※

原 子 炉 水 位 （ シ ュ ラ ウ ド 内 外 水 位 ） の 推 移 （ 遅 れ 時 間 10 分 ）シュラウド内外水位はボイドを含む場合は，二相水位を示している。

添付 2.6.7-7

1200

燃料被覆管最高温度発生（ 約 706℃ ）1000

燃料被覆 管温度

（℃）

800

600

400

200

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）
SA3NT2SBA99AG2QR001

第 4図

燃 料 被 覆 管 温 度 の 推 移 （ 遅 れ 時 間 10 分 ）20

燃料被覆管酸化割合

15

10

（％）
5

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）
SA3NT2SBA99AG2QR001

第 5図

燃 料 被 覆 管 酸 化 割 合 の 推 移 （ 遅 れ 時 間 10 分 ）添付 2.6.7-8

添付資料 2.6.8
7 日間における水源の対応について（ＬＯＣＡ時注水機能喪失）

1.

水源に関する評価①

淡水源（有効水量）
・代替淡水貯槽： 4,300m ３

・ 西 側 淡 水 貯 水 設 備 ： 4,300m ３

2.
①

水使用パターン
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
事 象 発 生 25 分 後 ， 定 格 流 量 で 代 替 淡 水 貯 槽 を 水 源 と し た 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）による原子炉注水を実施する。
炉心冠水後は，原子炉水位高（レベル８）設定点から原子炉水位低（レベル３）設定点の範囲で注水する。

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
格 納 容 器 圧 力 が 279kPa[gage]に 到 達 す る 事 象 発 生 約 16 時 間 後 ，
代替淡水貯槽を水源とした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を実施する。
サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 水 位 が 通 常 水 位 ＋ 6.5m に 到 達 後 ， 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を停止する。
添付 2.6.8-1

③

西側淡水貯水設備から代替淡水貯槽への補給
可搬型代替注水中型ポンプによる水源補給準備が完了後，西側

淡水貯水設備の水を代替淡水貯槽へ補給する。

3.

時間評価
原子炉注水等によって，代替淡水貯槽の水量は減少する。
可搬型代替注水中型ポンプによる水源補給の準備が完了する事象

発 生 約 365 分 時 点 で 代 替 淡 水 貯 槽 は 枯 渇 し て い な い 。そ の 後 ，西 側 淡
水 貯 水 設 備 か ら 代 替 淡 水 貯 槽 へ の 補 給 を 実 施 す る た め ，代 替 淡 水 貯 槽は枯渇することがない。

積 算 注 水 量 (m３ )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）による原子炉注水開始
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開始
4,300m３ 到 達
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停止

第 1図

外部水源による積算注水量（ＬＯＣＡ時注水機能喪失）

4.

水源評価結果時 間 評 価 の 結 果 か ら 代 替 淡 水 貯 槽 が 枯 渇 す る こ と は な い 。ま た ，7
添付 2.6.8-2

日 間 の 対 応 を 考 慮 す る と ， 合 計 約 5,320m ３ の 水 が 必 要 と な る 。 代 替
淡 水 貯 槽 及 び 西 側 淡 水 貯 水 設 備 に 合 計 8,600m ３ の 水 を 保 有 す る こ とから必要水量を確保している。このため，安定して冷却を継続することが可能である。

添付 2.6.8-3

添付資料 2.6.9
7 日間における燃料の対応について（ＬＯＣＡ時注水機能喪失）

保守的に全ての設備が，事象発生直後から 7 日間燃料を消費するものとして
評価する。
時系列

合計

判定

7 日間の
軽油消費量
約 755.5kL

軽油貯蔵タ
ンクの容量
は 約 800kL
であり，７日
間対応可能

7 日間の
軽油消費量
約 6.0kL

可搬型設備
用軽油タン
クの容量は
約 210kL であり，７日間対応可能

非常用ディーゼル発電機 2 台起動 ※１（燃料消費率は保守的に定格出力運転時を想定）
1,440.4L/h(燃料消費率)×168h（運転時間）×2 台（運転台数）＝約 484.0kL
高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機 1 台起動 ※２（燃料消費率は保守的に定格出力運転時を想定）
775.6L/h(燃料消費率)×168h（運転時間）×1 台（運転台数）＝約 130.3kL
常設代替高圧電源装置 2 台起動 ※３（燃料消費率は保守的に定格出力運転時を想定）
420.0L/h(燃料消費率)×168h（運転時間）×2 台（運転台数）＝約 141.2kL
可搬型代替注水中型ポンプ 1 台起動（西側淡水貯水設備から代替淡水貯槽への補給）
35.7L/h(燃料消費率)×168h（運転時間）×1 台（運転台数）＝約 6.0kL※1

事故収束に必要なディーゼル発電機は非常用ディーゼル発電機 1 台であるが，保守的にディーゼル発電機 2 台の起動を仮定した。
※2 事故収束に必要ではないが，保守的に起動を仮定した。
※3 緊急用母線の電源を，常設代替高圧電源装置 2 台で確保することを仮定した。

添付 2.6.9-1

添付資料 2.6.10
常設代替交流電源設備の負荷（ＬＯＣＡ時注水機能喪失）

主要負荷リスト
起動順序【電源設備：常設代替高圧電源装置】
負荷容量
(kW)

主要機器名称緊急用母線自動起動負荷
・緊急用直流125V充電器
・その他負荷常設低圧代替注水系ポンプ
常設低圧代替注水系ポンプ
緊急用海水ポンプ
その他
代替燃料プール冷却系ポンプ

①
②
③
④
⑤

負荷起動時の最
大負荷容量(kW)

定常時の連続最
大負荷容量
(kW)

約 252

約 204

約689
約879

約394
約584

約1,566

約1,098

約1,207

約1,128

約 120
約 84
約190
約190
約510
約4
約30

負荷 容量 (kW)

7,000

6,000

5,000

4,000

3,000

常設 代替 高 圧電 源 装置2台 の最 大 容量 2,760kW ※ １
常設 代替 高 圧電 源 装置 2台 の連続 定格 容 量 2,208kW ※ ２

2,000

④

最大 負荷 容 量
約 1,566kW

⑤
③
②

1,000

①
0

▲

1

24

常設 代替 高圧
電源 装置 2 台
起動
常設 代替 高 圧電 源 装置 の負 荷 積算 イ メー ジ
※1※2

常 設代 替 高圧 電 源装 置定 格 出力 運 転 時の 容量 （1,380kW×運 転台 数 ＝最 大 容量 ）常 設代 替 高圧 電 源装 置定 格 出力 運 転 時の 80％ の容 量 （1,380kW×0.8×運 転台 数＝ 連続 定 格容 量 ）添付 2.6.10-1

経過 時間 (h)