4.5.7.1 代表３ループプラント(1) 検討条件
添付書類十解析とデジタル安全保護回路のソフトウェア CCF の重畳を考慮する場合において作動する設備や運転操作の比較を表 4.5.7.1-1 に示す。添付書類十解析との違いから、ソフトウェア CCF の重畳が本事故の評価結果に与える影響を定性的に検討する。

(2) 事象進展に関する検討結果
表 4.5.7.1-1 の条件比較に基づき、ソフトウェア CCF が重畳した場合の事象進展を定性的に検討し、事象進展に影響する運転操作の時間を添付書類十解析と比較した結果を図 4.5.7.1-1 に示す。ソフトウェア CCF が重畳した場合、原子炉トリップに至る時間が遅くなるが、原子炉トリップ以降の運転操作に要する時間は添付書類十解析と同等であり、当該事象の進展は原子炉トリップが遅れた時間だけスライドすると考えることができる。ソフトウェア CCF が重畳した場合の事象進展の詳細を以下に示す。
蒸気発生器伝熱管破損により 1 次系圧力が低下する。添付書類十解析では過大温度ΔＴ高により原子炉トリップに至るが、ソフトウェア CCF が重畳した場合には多様化設備の原子炉圧力低により原子炉トリップに至る（表 4.5.7.1-1、図 4.5.7.11）。添付書類十解析における原子炉圧力の低下速度から、ソフトウェア CCF が重畳した場合には原子炉トリップに至る時刻が約 2 分遅くなる（図 4.5.7.1-2）。
原子炉トリップと同時にタービントリップし、2 次系の圧力が上昇することで主蒸
気逃がし弁又は主蒸気安全弁が作動し、破損側蒸気発生器から系外への蒸気放出が生じる。原子炉トリップから主蒸気逃がし弁又は主蒸気安全弁の作動までのプラント挙動は添付書類十解析と同等である。
原子炉トリップ以降も伝熱管破損による 1 次冷却材の漏えいは継続し、1 次系圧力の低下が継続する。添付書類十解析では原子炉圧力低と加圧器水位低の一致によりECCS が自動起動するが、ソフトウェア CCF が重畳した場合には原子炉圧力異常低に
より ECCS が自動起動する。添付書類十解析では高圧注入ポンプ 2 台が自動起動するが、ソフトウェア CCF が重畳した場合には高圧注入ポンプ 1 台のみが自動起動する（表 4.5.7.1-1）。ソフトウェア CCF が重畳した場合、高圧注入系から注入されるほ178- 添付3-182 -う酸水量が減少するが、蒸気発生器伝熱管破損事象における 1 次冷却材の漏えい量は小破断 LOCA にくらべて小さく、高圧注入ポンプ 1 台により 1 次冷却材の漏えい量を補填できる。ここで、添付書類十解析に対して高圧注入ポンプの起動台数を 2 台から 1 台とした場合の参考解析における漏えい量を表 4.5.7.1-2 に示すが、高圧注入ポンプを 2 台から 1 台とすることで 1 次系から 2 次系への冷却材の漏えい量が減少する結果となっている。ソフトウェア CCF が重畳した場合に自動起動する高圧注入
ポンプは 1 台であるため、参考解析と同様に 1 次系から 2 次系への冷却材の漏えい量が減少する効果が期待される。
原子炉トリップと同時に主給水が隔離され、蒸気発生器水位が低下することで多様化設備の蒸気発生器水位低に到達し、補助給水ポンプが自動起動する。原子炉トリップにより異常を検知し、異常検知から 10 分後に破損側蒸気発生器の隔離操作を開始する。異常検知から破損側蒸気発生器の隔離操作開始までの遅れ時間の想定は、添付書類十解析と同等である（図 4.5.7.1-1、表 4.5.7.1-1）。
破損側蒸気発生器の隔離操作として、破損側蒸気発生器への補助給水停止操作、タービン動補助給水ポンプ駆動蒸気元弁閉止操作、破損側蒸気発生器主蒸気隔離弁閉止操作を実施する。ソフトウェア CCF が重畳した場合には、タービン動補助給水ポン
プ駆動蒸気元弁閉止操作を現場にて実施する必要があり、当該操作に要する時間は添付書類十解析での想定より長くなるが、添付書類十解析で想定している現場での主蒸気隔離弁増し締め操作と並行して作業を実施するため、隔離操作開始から隔離までに要する時間（10 分）は添付書類十解析の想定と同等になる（図 4.5.7.1-1、表
4.5.7.1-1）。
隔離操作完了後、多様化設備により、健全側蒸気発生器の主蒸気逃がし弁を用いた冷却操作、加圧器逃がし弁を用いた減圧操作を実施する。冷却操作及び減圧操作は多様化設備により添付書類十解析と同様に実施可能であるため、事象進展への影響はない。
加圧器逃がし弁による減圧操作完了後、ECCS を停止することで事象は収束する。
添付書類十解析では中央制御室から ECCS を停止するが、ソフトウェア CCF が重畳した場合には、現場操作にて ECCS を停止する。このとき、異常検知から ECCS 停止操作
までには十分な時間裕度があるため、ECCS の停止操作が現場操作の場合の準備作業を考慮しても、減圧操作の完了後速やかに ECCS 停止操作は可能であり、添付書類十179- 添付3-183 -解析と同等の操作時間で ECCS 停止が可能である。
以上より、ソフトウェア CCF が重畳した場合でも、多様化設備により添付書類十解析と同等の操作が可能であり、事象進展に大きな差異はないことを確認した。

(3) 判断基準に関する検討結果
ソフトウェア CCF が重畳した場合の事象進展を添付書類十解析と比較分析した結果より、判断基準に関する影響を以下の通り分析する。
ソフトウェア CCF が重畳する場合、自動起動する高圧注入ポンプが 1 台のみに限定されるが、添付書類十解析に対する参考解析にて、高圧注入ポンプ 1 台により 1 次
冷却材の漏えいを補填できることが確認されているため、炉心露出に至ることはな
い。長期的には、多様化設備による補助給水ポンプ起動、および、主蒸気逃がし弁による冷却操作により蒸気発生器からの冷却が維持されるため、炉心冷却性が悪化す
ることはなく、燃料被覆管温度は有意に上昇しない。
本事象は、1 次冷却材の漏えいに伴い原子炉圧力が低下するため、原子炉冷却材圧
力バウンダリにかかる圧力が安全上問題になることはない。
ソフトウェア CCF が重畳する場合、多様化設備の原子炉圧力低により原子炉トリップに至るため、添付書類十解析に比べて原子炉トリップのタイミングが遅くなる。
事象進展に関する検討にて述べたように、原子炉トリップ以降の運転員操作に要する時間は添付書類十解析と同等であることから、1 次冷却材の漏えい量は原子炉トリップに至る時刻が約 2 分遅れた分として約 5 トン増加すると予想される（図 4.5.7.12）。一方、自動起動する高圧注入ポンプが 1 台に限定されることにより、1 次冷却材の漏えい量の観点で、事象進展は添付書類十解析に対する参考解析と類似したものとなり、添付書類十解析に比べて 1 次冷却材の漏えい量は減少すると予想される。ここで、ソフトウェア CCF が重畳した場合の 1 次冷却材の漏えい量は、添付書類十解析に対する参考解析の 1 次冷却材の漏えい量に、原子炉トリップが遅れることで漏えい量が増加する分を加算した値と考えることができる。結果として、ソフトウェア
CCF が重畳した場合の漏えい量は、高圧注入ポンプ 2 台が自動起動する添付書類十解析の結果よりも減少すると予想される（表 4.5.7.1-2）。原子炉トリップ以降の運転操作に要する時間は添付書類十解析と同等であるため、原子炉トリップから漏えい停止までに要する時間は大きく変わらず、破損側蒸気発生器の主蒸気逃がし弁又は180- 添付3-184 -主蒸気安全弁からの蒸気放出量も同等となる。これらの影響により、ソフトウェア
CCF が重畳した場合においても、1 次系からの漏えい量や破損側蒸気発生器からの蒸気放出量の観点で添付書類十解析より厳しくなることはなく、周辺の公衆に対する放射線被ばくが安全上問題になることはない。なお、被ばく評価への影響について、詳細を 4.6.3 節に記載する。
以上より、ソフトウェア CCF が重畳した場合においても、判断基準に対して影響の程度が軽微であり、判断基準を満足できることを確認した。

181- 添付3-185 -表 4.5.7.1-1 「蒸気発生器伝熱管破損」の主要な解析条件および運転操作の想定（代表３ループプラント）
項目

原子炉トリップ信号

ECCS 作動信号

高圧注入ポンプ台数
電動補助給水ポンプ
起動信号
タービン動助給水ポ

添付書類十解析

過大温度ΔT 高

原子炉圧力低原子炉圧力異常低

2台

1台

ECCS 作動

多様化設備による

原子炉トリップ

同左

＋10 分
手動操作

完全閉止

手動操作

破損側 SG 隔離操作
完了時刻
冷却操作開始時刻

弁による冷却操作
加圧器逃がし弁によ

現場での
手動操作
同左
同左

＋10 分
隔離操作完了

る減圧操作

手動

なる。
多様化設備からの自動起動
は 1 台のみ。

ソフトウェア CCF が重畳する場合、「タービン動助給水作」が現場での手動操作に隔離操作開始手動

ECCS が作動する時刻は遅く

手動操作

同左

＋5 分
健全側主蒸気逃がし

ソフトウェア CCF により、ポンプ駆動蒸気元弁閉止操

止操作
現場での

は遅くなる。

多様化設備による手動操作

破損側主蒸気隔離弁

原子炉トリップに至る時刻

異常低タービン動助給水ポ
ンプ駆動蒸気元弁閉

ソフトウェア CCF により、蒸気発生器水位不作動

破損側 SG 隔離操作

水停止操作

多様化設備による

器水位低の一致（単一故障）

破損側 SG への補助給

備考

重畳した場合原子炉圧力低と加圧 多様化設備によるンプ起動信号
開始時刻

ソフトウェア CCF がなるが、この現場操作に要する時間は、添付書類十解析で想定している「破損側主蒸気隔離弁完全閉止」操作に要する時間に包絡される。したがって、原子炉トリップから冷却操作開始までに要する時間への影響はない。

多様化設備による
手動操作
多様化設備による
手動操作
ソフトウェア CCF が重畳する
場合には現場での手動操作

ECCS 停止操作

手動

現場での

になるが、異常検知から ECCS

手動操作

停止までには十分な時間優度があるため、事象進展への影響はない。

182- 添付3-186 -表 4.5.7.1-2 「蒸気発生器伝熱管破損」における 1 次冷却材の漏えい量（代表３ループプラント）
添付書類十解析ソフトウェア CCFに対する参考解析が重畳した場合

2台

1台

1台

ウラン炉心：約 74 トン

ウラン炉心：約 56 トン

約 62 トン

MOX 炉心：約 75 トン

MOX 炉心：‐（推定値※1）

添付書類十解析
自動起動する
高圧注入ポンプ

1 次冷却材漏えい量※1：参考解析（ウラン炉心：約 56 トン）に、ウラン炉心と MOX 炉心の差（約 1 トン）、及びソ
フトウェア CCF による原子炉トリップ遅れの影響(約 5 トン、図 4.5.7.1-2)を考慮

183- 添付3-187 -添付書類十解析

10 分（事象判断）

5分
10 分（操作時間）（操作時間※）

約6分

約 16 分

約 26 分

約 31 分

事
象
発
生

原 過
子 大
炉 温
ト 度
リ
ッ Ｔ
プ 高

隔 蒸
離 気
操 発
作 生
開 器
始

破
損
側
隔
離
完
了

冷
却
操
作
開
始

Δ

0分

約 2 分遅延（図 4.5.7.1-2）

以降、流出停止まで評価

ソフトウェア CCFが重畳した場合

約 2 分遅延10 分（事象判断）

5分
10 分（操作時間）（操作時間※）

約8分

約 18 分

約 28 分

（ 原
多 子
様 炉
化 圧
設 力
備 低
）

隔 蒸
離 気
操 発
作 生
開 器
始

破
損
側
隔
離
完
了

約 33 分

0分
事
象
発
生

冷
却
操
作
開
始

以降、流出停止まで評価※以下の現場操作に要する時間を含む
添付書類十解析（10 分で実施）：
・主蒸気隔離弁増し締め操作
ソフトウェア CCF が重畳した場合（並行して 10 分で実施）：
・タービン動補助給水ポンプ駆動蒸気元弁閉止操作
・主蒸気隔離弁増し締め操作

図 4.5.7.1-1 蒸気発生器伝熱管破損の主な操作時間（代表３ループプラント）

184- 添付3-188 -多様化設備の原子炉圧力低保護限界値

約 5 トン

約2分

図 4.5.7.1-2 蒸気発生器伝熱管破損の添付書類十解析結果（代表３ループプラント）

185- 添付3-189 -4.5.7.2 代表４ループプラント(1) 検討条件
添付書類十解析とデジタル安全保護回路のソフトウェア CCF の重畳を考慮する場合において作動する設備や運転操作の比較を表 4.5.7.2-1 に示す。添付書類十解析との違いから、ソフトウェア CCF の重畳が本事故の評価結果に与える影響を定性的に検討する。

(2) 事象進展に関する検討結果
表 4.5.7.2-1 の条件比較に基づき、ソフトウェア CCF が重畳した場合の事象進展を定性的に検討し、事象進展に影響する運転操作の時間を添付書類十解析と比較した結果を図 4.5.7.2-1 に示す。ソフトウェア CCF が重畳した場合、原子炉トリップに至る時間が遅くなるが、原子炉トリップ以降の運転操作に要する時間は添付書類十解析と同等であり、当該事象の進展は原子炉トリップが遅れた時間だけスライドすると考えることができる。ソフトウェア CCF が重畳した場合の事象進展の詳細を以下に示す。
蒸気発生器伝熱管破損により 1 次系圧力が低下する。添付書類十解析では過大温度ΔＴ高により原子炉トリップに至るが、ソフトウェア CCF が重畳した場合には多様化設備の原子炉圧力低により原子炉トリップに至る（表 4.5.7.2-1、図 4.5.7.21）。添付書類十解析における原子炉圧力の低下速度から、ソフトウェア CCF が重畳した場合には原子炉トリップに至る時刻が約 6 分遅くなる（図 4.5.7.2-2）。
原子炉トリップと同時にタービントリップし、2 次系の圧力が上昇することで主蒸
気逃がし弁又は主蒸気安全弁が作動し、破損側蒸気発生器から系外への蒸気放出が生じる。原子炉トリップから主蒸気逃がし弁又は主蒸気安全弁の作動までのプラント挙動は添付書類十解析と同等である。
原子炉トリップ以降も伝熱管破損による 1 次冷却材の漏えいは継続し、1 次系圧力の低下が継続する。添付書類十解析では原子炉圧力低と加圧器水位低の一致によりECCS が自動起動するが、ソフトウェア CCF が重畳した場合には原子炉圧力異常低に
より ECCS が自動起動する。添付書類十解析では高圧注入ポンプ 2 台が自動起動するが、ソフトウェア CCF が重畳した場合には高圧注入ポンプ 1 台のみが自動起動する（表 4.5.7.2-1）。ソフトウェア CCF が重畳した場合、高圧注入系から注入されるほ186- 添付3-190 -う酸水量が減少するが、蒸気発生器伝熱管破損事象における 1 次冷却材の漏えい量は小破断 LOCA にくらべて小さく、高圧注入ポンプ 1 台により 1 次冷却材の漏えい量を補填できる。ここで、添付書類十解析に対して高圧注入ポンプの起動台数を 2 台から 1 台とした場合の参考解析における漏えい量を表 4.5.7.2-2 に示すが、高圧注入ポンプを 2 台から 1 台とすることで 1 次系から 2 次系への冷却材の漏えい量が減少する結果となっている。ソフトウェア CCF が重畳した場合に自動起動する高圧注入
ポンプは 1 台であるため、参考解析と同様に 1 次系から 2 次系への冷却材の漏えい量が減少する効果が期待される。
原子炉トリップと同時に主給水が隔離され、蒸気発生器水位が低下することで多様化設備の蒸気発生器水位低に到達し、補助給水ポンプが自動起動する。原子炉トリップにより異常を検知し、異常検知から 10 分後に破損側蒸気発生器の隔離操作を開始する。異常検知から破損側蒸気発生器の隔離操作開始までの遅れ時間の想定は、添付書類十解析と同等である（図 4.5.7.2-1、表 4.5.7.2-1）。
破損側蒸気発生器の隔離操作として、破損側蒸気発生器への補助給水停止操作、タービン動補助給水ポンプ駆動蒸気元弁閉止操作、破損側蒸気発生器主蒸気隔離弁閉止操作を実施する。ソフトウェア CCF が重畳した場合には、タービン動補助給水ポン
プ駆動蒸気元弁閉止操作を現場にて実施する必要があり、当該操作に要する時間は添付書類十解析での想定より長くなるが、添付書類十解析で想定している現場での主蒸気隔離弁増し締め操作と並行して作業を実施するため、隔離操作開始から隔離までに要する時間（10 分）は添付書類十解析の想定と同等になる（図 4.5.7.2-1、表
4.5.7.2-1）。
隔離操作完了後、多様化設備により、健全側蒸気発生器の主蒸気逃がし弁を用いた冷却操作、加圧器逃がし弁を用いた減圧操作を実施する。冷却操作及び減圧操作は多様化設備により添付書類十解析と同様に実施可能であるため、事象進展への影響はない。
加圧器逃がし弁による減圧操作完了後、ECCS を停止することで事象は収束する。
添付書類十解析では中央制御室から ECCS を停止するが、ソフトウェア CCF が重畳した場合には、現場操作にて ECCS を停止する。このとき、異常検知から ECCS 停止操作
までには十分な時間裕度があるため、ECCS の停止操作が現場操作の場合の準備作業を考慮しても、減圧操作の完了後速やかに ECCS 停止操作は可能であり、添付書類十187- 添付3-191 -解析と同等の操作時間で ECCS 停止が可能である。
以上より、ソフトウェア CCF が重畳した場合でも、多様化設備により添付書類十解析と同等の操作が可能であり、事象進展に大きな差異はないことを確認した。

(3) 判断基準に関する検討結果
ソフトウェア CCF が重畳した場合の事象進展を添付書類十解析と比較分析した結果より、判断基準に関する影響を以下の通り分析する。
ソフトウェア CCF が重畳する場合、自動起動する高圧注入ポンプが 1 台のみに限定されるが、添付書類十解析に対する参考解析にて、高圧注入ポンプ 1 台により 1 次
冷却材の漏えいを補填できることが確認されているため、炉心露出に至ることはな
い。長期的には、多様化設備による補助給水ポンプ起動、および、主蒸気逃がし弁による冷却操作により蒸気発生器からの冷却が維持されるため、炉心冷却性が悪化す
ることはなく、燃料被覆管温度は有意に上昇しない。
本事象は、1 次冷却材の漏えいに伴い原子炉圧力が低下するため、原子炉冷却材圧
力バウンダリにかかる圧力が安全上問題になることはない。
ソフトウェア CCF が重畳する場合、多様化設備の原子炉圧力低により原子炉トリップに至るため、添付書類十解析に比べて原子炉トリップのタイミングが遅くなる。
事象進展に関する検討にて述べたように、原子炉トリップ以降の運転員操作に要する時間は添付書類十解析と同等であることから、1 次冷却材の漏えい量は原子炉トリップに至る時刻が約 6 分遅れた分として約 11 トン増加すると予想される（図4.5.7.2-2）。一方、自動起動する高圧注入ポンプが 1 台に限定されることにより、1次冷却材の漏えい量の観点で、事象進展は添付書類十解析に対する参考解析と類似したものとなり、添付書類十解析に比べて 1 次冷却材の漏えい量は減少すると予想される。ここで、ソフトウェア CCF が重畳した場合の 1 次冷却材の漏えい量は、添付書類十解析に対する参考解析の 1 次冷却材の漏えい量に、原子炉トリップが遅れる
ことで漏えい量が増加する分を加算した値と考えることができる。結果として、ソフ
トウェア CCF が重畳した場合の漏えい量は、高圧注入ポンプ 2 台が自動起動する添付書類十解析の結果よりも減少すると予想される（表 4.5.7.2-2）。原子炉トリップ以降の運転操作に要する時間は添付書類十解析と同等であるため、原子炉トリップから漏えい停止までに要する時間は大きく変わらず、破損側蒸気発生器の主蒸気逃

188- 添付3-192 -がし弁又は主蒸気安全弁からの蒸気放出量も同等となる。これらの影響により、ソフ
トウェア CCF が重畳した場合においても、1 次系からの漏えい量や破損側蒸気発生器
からの蒸気放出量の観点で添付書類十解析より厳しくなることはなく、周辺の公衆に対する放射線被ばくが安全上問題になることはない。なお、被ばく評価への影響について、詳細を 4.6.3 節に記載する。
以上より、ソフトウェア CCF が重畳した場合においても、判断基準に対して影響の程度が軽微であり、判断基準を満足できることを確認した。

189- 添付3-193 -表 4.5.7.2-1「蒸気発生器伝熱管破損」の主要な解析条件および運転操作の想定（代表４ループプラント）

項目

原子炉トリップ信号

ECCS 作動信号

高圧注入ポンプ台数
電動補助給水ポンプ
起動信号
タービン動助給水ポ

添付書類十解析

過大温度ΔT 高

原子炉圧力低原子炉圧力低多様化設備による
原子炉圧力異常低ECCS 作動

多様化設備による

原子炉トリップ

同左

＋10 分
手動操作

完全閉止

手動操作

破損側 SG 隔離操作
完了時刻
冷却操作開始時刻

弁による冷却操作
加圧器逃がし弁によ

現場での
手動操作
同左
同左

＋10 分
隔離操作完了

る減圧操作

手動

なる。
多様化設備からの自動起動
は 1 台のみ。

ソフトウェア CCF が重畳する場合、「タービン動助給水作」が現場での手動操作に隔離操作開始手動

ECCS が作動する時刻は遅く

手動操作

同左

＋5 分
健全側主蒸気逃がし

ソフトウェア CCF により、ポンプ駆動蒸気元弁閉止操

止操作
現場での

は遅くなる。

多様化設備による手動操作

破損側主蒸気隔離弁

原子炉トリップに至る時刻

異常低タービン動助給水ポ
ンプ駆動蒸気元弁閉

ソフトウェア CCF により、蒸気発生器水位不作動

破損側 SG 隔離操作

水停止操作

多様化設備による

1台（単一故障）

破損側 SG への補助給

備考

重畳した場合2台

ンプ起動信号
開始時刻

ソフトウェア CCF がなるが、この現場操作に要する時間は、添付書類十解析で想定している「破損側主蒸気隔離弁完全閉止」操作に要する時間に包絡される。したがって、原子炉トリップから冷却操作開始までに要する時間への影響はない。

多様化設備による
手動操作
多様化設備による
手動操作
ソフトウェア CCF が重畳する
場合には現場での手動操作

ECCS 停止操作

手動

現場での

になるが、異常検知から ECCS

手動操作

停止までには十分な時間優度があるため、事象進展への影響はない。

190- 添付3-194 -表 4.5.7.2-2 「蒸気発生器伝熱管破損」における 1 次冷却材の漏えい量（代表４ループプラント）
添付書類十解析ソフトウェア CCFに対する参考解析が重畳した場合

2台

1台

1台

約 70 トン

約 56 トン

添付書類十解析
自動起動する
高圧注入ポンプ
約 67 トン
1 次冷却材漏えい量（推定値※1）※1：参考解析（ウラン炉心：約 56 トン）に、ソフトウェア CCF による原子炉トリップ遅れの影響(約 11 トン、図 4.5.7.2-2)を考慮

191- 添付3-195 -添付書類十解析

10 分（事象判断）

5分
10 分（操作時間）（操作時間※）

約5分

約 15 分

約 25 分

約 30 分

事
象
発
生

原 過
子 大
炉 温
ト 度
リ
ッ Ｔ
プ 高

隔 蒸
離 気
操 発
作 生
開 器
始

破
損
側
隔
離
完
了

冷
却
操
作
開
始

Δ

0分

約 6 分遅延（図 4.5.7.2-2）

以降、流出停止まで評価

ソフトウェア CCFが重畳した場合

約 6 分遅延10 分（事象判断）

5分
10 分（操作時間）（操作時間※）

約 11 分

約 21 分

約 31 分

（ 原
多 子
様 炉
化 圧
設 力
備 低
）

隔 蒸
離 気
操 発
作 生
開 器
始

破
損
側
隔
離
完
了

約 36 分

0分
事
象
発
生

冷
却
操
作
開
始

以降、流出停止まで評価※以下の現場操作に要する時間を含む
添付書類十解析（10 分で実施）：
・主蒸気隔離弁増し締め操作
ソフトウェア CCF が重畳した場合（並行して 10 分で実施）：
・タービン動補助給水ポンプ駆動蒸気元弁閉止操作
・主蒸気隔離弁増し締め操作

図 4.5.7.2-1 蒸気発生器伝熱管破損の主な操作時間（代表４ループプラント）

192- 添付3-196 -多様化設備の原子炉圧力低保護限界値

約 11 トン約6分

図 4.5.7.2-2 蒸気発生器伝熱管破損の添付書類十解析結果（代表４ループプラント）

193- 添付3-197 -4.5.8 原子炉冷却材喪失(原子炉格納容器健全性評価)
4.5.8.1 過渡変化の原因及び説明
この事故は、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あるいはこれに付随する機器等の破損等により、１次冷却材が系外に流出し、原子炉格納容器内の温度、圧力が異常に上昇する原子炉冷却材喪失を想定するものである。
ECCS 及び原子炉格納容器スプレイ設備の作動により、原子炉格納容器内は減圧され原子炉格納容器に損傷を与えることなく事故は終止できる。
本事故とデジタル安全保護回路のソフトウェア CCF が重畳した場合でも、現行措置及び追加措置の多様化設備により、添付書類十解析（設計基準事故）と同様の過渡応答になると考えられる。本事故の事象進展を図 4.5.8-1 に示す。

4.5.8.2 解析ケース
添付書類十（設計基準事故）記載の破断ケースを対象に、ソフトウェア CCF 対策の有効性を評価する。解析ケースを表 4.5.8-1 に示す。なお、LOCA 時の原子炉格納容器内応答については、ループ数によらず解析結果の傾向は同様であると考えられることから、代表４ループプラントについては解析せず、代表３ループプ
ラントの解析結果で代表する。

4.5.8.3 判断基準
4.1 節にて述べたとおり、設計基準事故に対して適用される、以下の判断基準を準用する。
原子炉格納容器バウンダリにかかる圧力及び原子炉格納容器バウンダリにおける温度が最高使用圧力及び最高使用温度以下となること。
具体的な判断基準として、最高使用圧力 0.283MPa[gage]及び最高使用温度
132℃を概ね満足することとする。なお、最高使用圧力／温度を上回る場合の判断基準として、既許認可で確認された原子炉格納容器の限界圧力（最高使用圧力の2 倍（0.566MPa[gage]））／限界温度（200℃）を用いる。

194- 添付3-198 -4.5.8.4 解析条件
本事故については、以下に示す現行措置及び追加措置の多様化設備により、添付書類十解析（設計基準事故）と同様の過渡応答になると考えられる。このため、最適評価を適用する必要はないと判断されることから、添付書類十解析と同じ保守的評価条件を適用する。また、4.3 節の基本解析条件に基づく CCF 対策有効性評価の解析条件について、添付書類十解析との主な相違点を表 4.5.8-2 に示す。

＜本事故で期待する多様化設備＞
・現行措置：原子炉トリップ（原子炉圧力低）[解析では模擬せず]
・追加措置：高圧／低圧注入系（1 系列）の自動起動（原子炉圧力（異常）低）原子炉格納容器スプレイの手動起動（現場操作）

195- 添付3-199 -表 4.5.8-1 原子炉格納容器健全性評価 解析ケース
代表３ループ
炉心

55GWd/t ウラン + MOX

CD 値

1.0

破断位置／体様

SG 出口側配管／両端破断

代表４ループ―

表 4.5.8-2 「原子炉格納容器健全性評価」添付書類十解析との主な相違点

項目

単一故障
外部電源
１次冷却材ポンプ

添付書類十解析（設計基準事故）あり（CV スプレイ設備 1 系列の不作動）

CCF 対策有効性評価

なし

なし

あり

外部電源喪失に伴い手動停止※1, ※2

コーストダウン開始（CCF 発生時は自動停止せず）
高圧×1/2 + 低圧×1/2

高圧注入ポンプ
高圧×2/2 + 低圧×2/2
低圧注入ポンプ（1 系列の自動作動※3）(残り 1 系列の手動起動は仮定せず)

CV スプレイポンプ

1/2 台

その他

－

1/2 台
（CCF 発生時は自動作動せず※4）
多様化設備としての作動限界値、作動遅れ時間を反映※1：設計基準事故（外部電源あり）の場合、原子炉トリップ信号と非常用炉心冷却設備作動信号の一致により１次冷却材ポンプはコーストダウンを開始するが、ソフトウェアCCF発生
時には同ロジックが機能せず自動停止しないため、手動による停止となる。
※2：１次冷却材ポンプの取り扱いは以下とする。
・CV健全性：ブローダウン期間～再冠水完了/運転継続を仮定、再冠水完了以降/模擬せず（注）（注）炉心再冠水完了以降のCVへの放出エネルギは、炉心崩壊熱、１次系メタル放熱及びSG２次側からの伝熱で決まるため、１次冷却材ポンプの模擬は不要。

※3：CCF対策の追加措置。
「原子炉圧力（異常）低」により、1系列の高圧／低圧注入系が自動作動。
※4：設計基準事故時には、「原子炉格納容器圧力異常高」の原子炉格納容器スプレイ作動信号により自動作動するが、ソフトウェアCCF発生時には作動信号が発信されないため自動作動しない。事象発生を検知後、運転手順に基づく所定の操作所要時間（30分）で手動起動させる。

196- 添付3-200 -197- 添付3-201 -再冠水終了

炉心水位上昇最高使用温度

再冠水終了

炉心水位上昇≦最高使用温度

最高使用圧力原子炉格納容器スプレイ設備による原子炉格納容器の長期的冷却原子炉格納容器内温度 ≦

多様化設備

原子炉格納容器スプレイ作動（手動）原子炉格納容器内圧減少

高圧/
低圧注入系作動

蓄圧注入系作動

原子炉格納容器内圧

ブローダウン終了

多様化設備（追設）
原子炉圧力(異常)低ECCS 作動信号発信

外部電源あり原子炉格納容器内圧上昇

多様化設備
原子炉圧力低原子炉トリップ

１次冷却系圧力・保有水量の減少

１次冷却材の原子炉格納容器内への放出

１次冷却材管の亀裂又は破断

CCF 対策有効性評価

図 4.5.8-1 「原子炉冷却材喪失（原子炉格納容器健全性評価）」の事象過程

最高使用圧力（自動）

原子炉格納容器スプレイ作動

原子炉格納容器内圧 ≦原子炉格納容器スプレイ設備による原子炉格納容器の長期的冷却原子炉格納容器内圧減少

高圧/
低圧注入系作動

原子炉格納容器内温度 ≦ブローダウン終了

蓄圧注入系作動

CCF 影響CCF 影響

原子炉格納容器圧力異常高
スプレイ作動信号発信

原子炉格納容器圧力高
ECCS 作動信号発信

外部電源なし原子炉格納容器内圧上昇
CCF 影響原子炉圧力低原子炉トリップ

１次冷却系圧力・保有水量の減少

１次冷却材の原子炉格納容器内への放出

１次冷却材管の亀裂又は破断

添付書類十解析（設計基準事故）

4.5.8.5 代表３ループプラント(1) 主要解析条件
本解析の主要解析条件を以下に示す。なお、添付書類十解析（以下、「基本ケース」と称す。）からの変更点に下線を引いて示す。

炉心熱出力：2,652×1.02 MWt

熱流束熱水路係数（FQ）（制限値）

：2.32

炉心崩壊熱

：日本原子力学会推奨の崩壊熱曲線(10)１次冷却材圧力：15.41＋0.21 MPa[gage]

蒸気発生器伝熱管施栓率：0％１次冷却材低温側温度：283.6＋2.2 ℃

１次冷却材高温側温度：321.7＋2.2 ℃

原子炉容器頂部温度：321.7＋2.2 ℃

破断箇所及び破断体様：蒸気発生器出口側配管の両端破断

ＥＣＣＳ
高圧注入ポンプの作動台数：1 台

余熱除去ポンプの作動台数：1 台

高圧/余熱除去ポンプの注入開始：ブローダウン終了と同時

蓄圧タンクの作動基数：3 基

原子炉格納容器スプレイ設備
格納容器スプレイポンプの作動台数：1 台（事象発生検知後 30 分で手動起動）

その他の解析条件については、添付 1-1（代表３ループプラント）に示す。

198- 添付3-202 -(2) 主要解析結果
主要な解析結果を基本ケースと比較して表 4.5.8-3 に、主要なパラメータの過渡変化を図 4.5.8-2～図 4.5.8-3 に示す。また、事故経過の概要を以下に述べる。

１次冷却材管の破断後、原子炉格納容器内に冷却材が流出するため、原子炉格納容
器内圧は急速に上昇する。しかし、ブローダウンが進むにつれて流出流量が少なくなるとともに、圧力上昇に伴い温度も高くなり、熱吸収体による除熱が大きくなるため、事故発生後約 18 秒にブローダウンエネルギによって形成される第１次ピーク圧力約0.206MPa[gage]が現れる。その後、熱吸収体の効果により、圧力は漸減していくが、
約 24 秒後に再冠水が始まり蒸気発生器を回って原子炉格納容器へ放出されるエネル
ギの効果により、圧力は再び緩やかに上昇していく。
一方、ブローダウンによる原子炉格納容器内圧上昇により、約 7 秒後に「原子炉格
納容器圧力異常高」信号の原子炉格納容器スプレイ作動限界値に到達するが、本評価では原子炉格納容器スプレイ設備は自動作動しない。
約 221 秒後には、再冠水による全炉心のクエンチにより、原子炉格納容器へのエネ
ルギ放出が減少するため、第２次ピーク圧力約 0.216MPa[gage]が現れる。これ以降
原子炉格納容器へ持ち込まれるエネルギが減少するため、圧力は低下していくが、原子炉格納容器スプレイによる除熱が行われないため、熱吸収体の除熱効果は徐々に低下し、圧力は再び緩やかに上昇していく。
多様化設備の「原子炉圧力異常低」信号の非常用炉心冷却設備作動信号発信により事象発生を検知し、その後 30 分で原子炉格納容器スプレイ設備を手動起動すること
で、事象発生後 1922 秒に原子炉格納容器スプレイが開始され、これ以降原子炉格納容器スプレイによる除熱が行われることから、約 1922 秒後に第３次ピーク圧力約0.226MPa[gage]、温度約 121℃が現れ、これが最高圧力、最高温度となる。
このようにして、原子炉格納容器圧力の最高値は約 0.226MPa[gage]、原子炉格納
容器温度の最高値は約 121℃であり、基本ケースに比べわずかに厳しい結果となるものの最高使用圧力 0.283MPa[gage]、最高使用温度 132℃を下回り、想定事象にデジタ
ル安全保護回路のソフトウェア CCF が重畳した場合でも判断基準を下回ることから、安全上の問題とはならないことを確認した。

199- 添付3-203 -表 4.5.8-2「原子炉格納容器健全性評価」CCF 対策有効性評価結果（蒸気発生器出口側配管両端破断 流出係数:1.0／蒸気発生器伝熱管施栓率 0％）項
第１次ピーク圧力
第１次ピーク圧力到達時刻
第２次ピーク圧力目

基本ケース

CCF 対策有効性評価（MPa[gage]）

約 0.206

約 0.206

（秒）

約 17

約 18

（MPa[gage]）

約 0.214

約 0.216（ ≦ 0.283 ）―（判断基準）
第２次ピーク温度

（℃）

約 120

（判断基準）（ ≦ 132 ）第２次ピーク圧力到達時刻

（秒）

約 182

約 221

CV スプレイ作動開始時刻

（秒）

151

1922

第３次ピーク圧力（MPa[gage]）

約 0.226（判断基準）
第３次ピーク温度（ ≦ 0.283 ）
（℃）

約 121

（判断基準）
第３次ピーク圧力到達時刻
事故後１日の圧力（ ≦ 132 ）（秒）

約 1922（MPa[gage]）

約 0.025200- 添付3-204 -約 0.035

格納容器内圧力 \\bqs0149\loca02/CCF/SIN3_55MOX/CV/COCO-WREF/INT/c106/sin3_55M_ccf_cv_ccw_int_c106.vc13

0.4

0.3
原
子
炉
格
納
容
器
圧
力

0.2

(MPa[gage])
0.1

0.0
0

10

1

10

2

10

時

間 (秒)

10

3

10

4

図4.5.8-2 原子炉格納容器圧力（蒸気発生器出口側配管両端破断

105CD＝1.0）

格納容器内蒸気温度 \\bqs0149\loca02/CCF/SIN3_55MOX/CV/COCO-WREF/INT/c106/sin3_55M_ccf_cv_ccw_int_c106.vc13

200

原
子
炉
格
納
容
器
雰
囲
気
温
度

150

100

(℃)
50

0
0

10

1

10

10

2

時

10

3

10

4

10

5

間 (秒)

図4.5.8-3 原子炉格納容器雰囲気温度（蒸気発生器出口側配管両端破断 CD＝1.0）

201- 添付3-205 -4.6 有効性評価結果の適用性及び安全評価への影響に係る検討
代表３，４ループプラントにおける多様化設備の有効性については、4.4 節及び 4.5
節にて示したとおりである。代表３，４ループプラントにて有効性を確認した多様化
設備が、設備や燃料仕様の異なる同型３，４ループプラント、及び２ループプラント
に対しても有効性を有しているか、解析結果の分析に基づきその適用性を検討した。
また、「可燃性ガスの発生」や被ばく評価について、代表３，４ループプラントも含め、想定事象にデジタル安全保護回路のソフトウェア CCF が重畳する場合の影響を添付書
類十解析等に基づき検討した。

4.6.1 Non-LOCA 解析の適用性
現実的条件を考慮した代表３，４ループプラントの結果より、多様化設備の有効性が確認され、原子炉冷却材圧力バウンダリにかかる最大圧力、燃料被覆管温度、（反応度投入事象の場合は燃料エンタルピ）が判断基準を下回ることを確認した。
同型３，４ループプラント及び２ループプラントにおいても各事象の進展は同様であるため、多様化設備の考え方に違いはなく、その有効性が期待できる。
それぞれの判断基準に対する分析結果は、以下のとおりである。

4.6.1.1 主給水流量喪失
代表３ループプラント及び代表４ループプラントを対象に CCF 対策の有効性を評価した結果、CCF 対策の有効性評価では原子炉トリップにより出力が低下する
ことから、SA 有効性評価の ATWS と比べて、原子炉冷却材圧力バウンダリにかかる最大圧力が大きく緩和されることを確認した。また、燃料被覆管温度の最大値
は、ATWS と同様に、有意に厳しくならないことを確認した。

本事象が生じた場合、プラント設備差及び炉心、燃料の仕様差によらず蒸気発
生器水位が低下するため、代表プラント以外のプラントにおいても多様化設備による蒸気発生器水位低の原子炉トリップに至り、SA 有効性評価の主給水流量喪失＋ATWS の解析よりも事象進展及び評価結果は緩和される。したがって、同型３，
４ループプラント及び２ループプラントにおいても代表プラントと同様に、多様化設備が作動することで、ATWS が発生する場合より事象進展は楽になり、判断基

202- 添付3-206 -準は満足すると判断できる。

4.6.1.2 原子炉冷却材流量の喪失
代表３ループプラント及び代表４ループプラントを対象に CCF 対策の有効性を評価した結果、以下の傾向があり、原子炉冷却材圧力バウンダリにかかる最大圧
力および燃料被覆管最高温度は判断基準を下回ることを確認した。
・ CCF 対策有効性評価では減速材反応度帰還効果を考慮したことで、流量低下による冷却材温度上昇にあわせて出力が低下し（図 4.5.2.1-2、図4.5.2.2-2）、燃料被覆管温度は有意に上昇しない（図 4.5.2.1-5、図4.5.2.2-5）。
・ １次冷却材ポンプ電源電圧低あるいは回転数低による原子炉トリップが期待できず、多様化設備の原子炉圧力高発信まで原子炉トリップを待つことになるため 1 次系圧力が上昇するが、出力の低下効果もあり急激な圧力の上昇は見られず、加圧器安全弁が開くこともない（図 4.5.2.1-3、図4.5.2.2-3）。
上記はいずれも減速材反応度帰還効果を考慮したことにより生じた傾向であり、炉心、燃料の仕様差の影響が考えられる。一般に減速材反応度帰還効果はウラン炉心に比べ MOX 炉心の方が大きくなるが、CCF 対策有効性評価においては、
代表３ループプラントでは MOX 炉心を対象としつつ減速材反応度帰還効果はウラン炉心も考慮した設定としていること、及び代表４ループプラントは減速材反応度帰還効果としてはより厳しいウラン炉心を対象とした厳しめの評価としている。そのため、炉心、燃料の仕様が異なるプラントにおいても、本事象が発生した場合には今回の多様化設備により判断基準を下回ると言える。
また、本事象は全ループの流量が等しく低下するため、上記の減速材反応度帰還効果がループ数に依存せずに期待できる。そのため、異なるループ数のプラントにおいても、本事象が発生した場合には今回の多様化設備により判断基準を下回ると推定できる。その他、本事象においてプラント間の差として影響し得る設
備仕様差としては、１次冷却材ポンプのコーストダウン特性が挙げられるが、代
表３ループプラント及び代表４ループプラントの結果（図 4.5.2.1-1、
図 4.5.2.21）が示すように、その差は大きくなく、前述の減速材反応度帰還効果による出力

203- 添付3-207 -低下の寄与の方が大きいと言える。
以上のとおり、代表３，４ループプラントで有効性を確認した本事象に対するCCF 対策は、同型３，４ループプラント及び２ループプラントに対してもその適用が有効である。

4.6.1.3 原子炉冷却材ポンプの軸固着
代表３ループプラント及び代表４ループプラントを対象に CCF 対策の有効性を評価した結果、以下の傾向があり、原子炉冷却材圧力バウンダリにかかる最大圧
力および燃料被覆管最高温度は判断基準を下回ることを確認した。
・ CCF 対策有効性評価では減速材反応度帰還効果を考慮したことで、流量低下による冷却材温度上昇にあわせて出力が低下し（図 4.5.3.1-2、図4.5.3.2-2）、燃料被覆管温度は有意に上昇しない（図 4.5.3.1-5、図4.5.3.2-5）。
・ １次冷却材流量低による原子炉トリップが期待できないが、減速材反応度
帰還効果による出力低下効果により急激な圧力の上昇は見られず、加圧器安全弁が開くこともない（図 4.5.3.1-3、図 4.5.3.2-3）。また、１次冷却材流量は早期に整定することから、原子炉トリップに至らない。
上記はいずれも減速材反応度帰還効果を考慮したことにより生じた傾向であり、炉心、燃料の仕様差の影響が考えられる。一般に減速材反応度帰還効果はウラン炉心に比べ MOX 炉心の方が大きくなるが、CCF 対策有効性評価においては、
代表３ループプラントでは MOX 炉心を対象としつつ減速材反応度帰還効果はウラン炉心も考慮した設定としていること、及び代表４ループプラントは減速材反応度帰還効果としてはより厳しいウラン炉心を対象とした厳しめの評価としている。そのため、炉心、燃料の仕様が異なるプラントにおいても、本事象が発生した場合には今回の多様化設備により判断基準を下回ると言える。
一方で、本事象は 1 台の１次冷却材ポンプの固着を想定するため、ループ数の違いの影響を受ける。ループ数が少ないほど１台の１次冷却材ポンプ固着時の炉心流量の低下が大きくなる傾向であり、代表プラントの CCF 対策有効性評価の結果を比較しても３ループプラントの方が４ループプラントよりも原子炉冷却材
圧力バウンダリにかかる最大圧力が僅かに高めとなっている（表 4.5.3.1-3、表204- 添付3-208 -4.5.3.2-3）。２ループプラントではさらに圧力が高めとなる可能性があるが、CCF
対策有効性評価では減速材反応度帰還効果を考慮することで添付書類十解析の結果以下となることが代表プラントの結果で確認されており、この効果はループ数の違いによらず期待できることから、２ループプラントにおいても CCF 対策有効性評価の圧力は添付書類十解析を超えず、判断基準を満足すると言える。以上のとおり、代表３，４ループプラントで有効性を確認した本事象に対する CCF 対策は、同型３，４ループプラント及び２ループプラントに対してもその適用が有効である。

4.6.1.4 主給水管破断
代表３ループプラント及び代表４ループプラントを対象に CCF 対策の有効性を評価した結果、以下の傾向があり、原子炉冷却材圧力バウンダリにかかる最大圧
力および燃料被覆管最高温度は判断基準を下回ることを確認した。
・ CCF 対策有効性評価では主給水管破断直後から現実的な二相放出を考慮したことで、事象初期に１次冷却材温度及び圧力が一時的に低下した後に上昇に転じ、加圧器安全弁の動作によって１次冷却材圧力は抑制される（図4.5.4.1-2、図 4.5.4.2-2）。
・ 事象初期の１次冷却材温度の一時的な低下によって出力が上昇するものの、早期に原子炉トリップに至るため燃料被覆管温度の上昇は僅かである（図 4.5.4.1-6、図 4.5.4.2-6）。
・ 原子炉トリップ後の長期的な蒸気発生器水位の低下に対し、健全側蒸気発生器への補助給水開始が遅れるものの、１次冷却材圧力は蒸気発生器の残存保有水による冷却及び加圧器安全弁で抑えられ、短期的に生じた最大値を超えることはない（図 4.5.4.1-2、図 4.5.4.2-2）。
上記の内、短期応答については破断直後からの現実的な二相放出を考慮したことで生じた傾向であり、炉心、燃料の仕様差やループ数の違いによらず期待できる。この効果は原子炉トリップが遅くなることで評価が厳しくなる影響を相殺す
る方向に働いて、加圧器安全弁の効果と相まって１次冷却材圧力を抑制している。
代表プラントを含むいずれのプラントにおいても保守的に破断直後は液相放出を仮定している添付書類十解析では原子炉トリップ直後に１次冷却材圧力が最205- 添付3-209 -大となっていることから、CCF 対策有効性評価で得られる原子炉冷却材圧力バウ
ンダリにかかる最大圧力は、上記効果によりいずれのプラントにおいても添付書
類十解析と同程度になることが推定できる。
また、短期応答において生じている出力上昇に関しては炉心、燃料の仕様差の影響を受けると考えられるが、１次冷却材圧力は加圧器安全弁の動作により十分抑制され、原子炉冷却材圧力バウンダリにかかる最大圧力及び燃料被覆管温度のいずれも判断基準に対する余裕が大きいことから、炉心、燃料の仕様が異なる場
合でも、本事象が発生した場合には今回の多様化設備により判断基準を下回ると推定できる。
一方、長期的な応答に関して、本事象は蒸気発生器１基の除熱能力が期待できなくなるため、ループ数の違いの影響を受ける。ループ数が少ないほど蒸気発生器１基の除熱能力喪失時の影響が相対的に大きく、代表プラントの CCF 対策有効性評価の結果を比較しても３ループプラントの方が４ループプラントよりも厳しくなる傾向を示している（図 4.5.4.1-2、図 4.5.4.2-2）。長期的な圧力上昇に関して２ループプラントでは３ループプラントの結果よりもさらに大きくなる可能性があるが、短期的な圧力上昇のように急激な圧力上昇ではなく、その上昇は比較的緩やかであること、及び、代表３ループプラントのように蒸気発生器水位が相当に低下した場合でも加圧器安全弁で１次冷却材圧力を抑制できること
から、圧力が過度に上昇することはなく、健全側蒸気発生器への補助給水開始によって事象終息が可能と言える。
以上のとおり、代表３，４ループプラントで有効性を確認した本事象に対するCCF 対策は、同型３，４ループプラント及び２ループプラントに対してもその適用が有効である。

4.6.1.5 主蒸気管破断
代表３ループプラント及び代表４ループプラントを対象に CCF 対策の有効性を評価した結果、以下の傾向があり、原子炉冷却材圧力バウンダリにかかる最大圧
力および燃料被覆管最高温度は判断基準を下回ることを確認した。
・ CCF を想定したことで ECCS の作動及び主蒸気隔離が遅くなるものの、現実的な想定として制御棒の全挿入としたことで、燃料被覆管温度の過度な206- 添付3-210 -上昇はない（図 4.5.5.1-5、図 4.5.5.2-5）。
・ 原子炉冷却材圧力バウンダリに係る圧力については、高圧注入系の注入により上昇するが、ポンプの締切圧力を加圧器逃がし弁の設定圧力以下に設計しているため、原子炉圧力が過度に上昇することはない。
上記の内、制御棒を全挿入とする想定は、炉心、燃料の仕様差やループ数の違いによらず期待できる。この想定は、制御棒の１本固着を想定している添付書類
十解析と比べた場合に熱水路係数を緩和させるものであり、代表４ループプラン
トの評価において添付書類十解析よりも熱流束最大値が大幅に上昇しているものの、熱水路係数（燃料被覆管最高温度に係わるピーキング）が小さいことで熱点熱流束としては厳しくならず、燃料被覆管温度の上昇は大きくならない。そのため、CCF 想定により ECCS の作動及び主蒸気隔離が遅くなるものの、制御棒全挿入の想定と合わせることで燃料被覆管温度が判断基準を超えないことは、代表プラントを含むすべてのプラントに対して期待できる。
次に、本事象は主蒸気隔離以降に蒸気発生器１基の蒸気放出が過大になり１次系を過冷却状態にするため、ループ数の違いの影響を受ける。ループ数が少ない
ほど蒸気発生器１基による過冷却の影響が相対的に大きくなる。しかしながら、
代表プラントの CCF 対策有効性評価は３ループプラントよりも４ループプラントの方が厳しい結果を示している（表 4.5.5.1-3、表 4.5.5.2-3）。これは、反応度停止余裕の違いと ECCS ほう素濃度の差（表 4.5.5.1-1、表 4.5.5.2-1）によるものである。反応度停止余裕については、CCF 対策有効性評価向けに現実的条件として制御棒全挿入状態を想定していることから、添付書類十解析で想定している
制御棒１本固着を想定した値とは異なり、ループ数（炉心サイズ）や燃料仕様に
よってばらつきが生じ得る。ECCS ほう素濃度については、炉心に装荷を想定している燃料仕様に応じた設定の結果として違いが生じ得る。
ここで、ECCS ほう素濃度に関係するプラント間の設備仕様差として、ECCS にほう酸注入タンクを設置しているか否かの違いが挙げられる。ほう酸注入タンクは
高濃度のほう酸水を早期に炉心に注入するための設備であり、ループ数（炉心サ
イズ）や燃料仕様に依らず早期に原子炉出力を低下させることが可能となっている。今回の CCF 対策有効性評価の代表プラントはいずれもほう酸注入タンク非設
置プラントであり、ほう酸注入タンクを設置している同型３，４ループプラント

207- 添付3-211 -においては燃料仕様による反応度停止余裕への影響を考慮したとしても、高濃度のほう酸水の効果により過度に事象が厳しくなることはないと推定できる。代表
プラントを除く同型３ループプラントはいずれもほう酸注入タンクを設置しているが、同型４ループプラントには、代表４ループプラントと同様にほう酸注入
タンク非設置のプラントがある。この場合、炉心に装荷する燃料仕様の違いで反応度停止余裕に差があったとしても、燃料仕様に応じた ECCS ほう素濃度を設定していることから、事象進展としては代表プラントと同等となり、過度に厳しくなることはないと推定できる。また、２ループプラントについては、ほう酸注入タンクが設置されており、高濃度のほう酸水の効果により過度に事象が厳しくな
ることはないと推定できる。
このように、代表プラントはほう酸注入タンク非設置で、ほう酸注入タンク設
置プラントより厳しい結果を示しているものであり、前述の制御棒を全挿入とする想定により熱水路係数が緩和され燃料被覆管温度は過度に上昇することはな
い結果と合わせて、本 CCF 対策によっていずれのプラントでも十分判断基準を満たすものと推定できる。
一方、原子炉冷却材圧力バウンダリに係る圧力については、代表プラントではポンプの締切圧力の設定が加圧器逃がし弁の設定圧力以下としていることで厳しくならないとしているが、ポンプの締切圧力が高いプラントにおいては加圧器
安全弁の容量が注入流量を十分上回ることを確認している。１次冷却材圧力の上昇要因は高圧注入系による注入のみであるため、上記理由により代表プラント以外のプラントにおいても判断基準を超えることはない。
以上のとおり、代表３，４ループプラントで有効性を確認した本事象に対するCCF 対策は、同型３，４ループプラント及び２ループプラントに対してもその適用が有効である。

4.6.1.6 制御棒飛び出し
代表３ループプラント及び代表４ループプラントを対象に CCF 対策の有効性を評価した結果、以下の傾向があり、判断基準を下回ることを確認した。
・ 原子炉容器頂部からの冷却材の漏えいによる減圧のため、１次冷却材圧力が有意に上昇することはない（図 4.5.6.1-3、図 4.5.6.1-10、図 4.5.6.2-

208- 添付3-212 -3、図 4.5.6.2-8）。
・ CCF 対策有効性評価では最適評価コードにより出力分布及び反応度帰還効
果を精緻に評価したことで、飛び出し直後の出力上昇が添付書類十解析よりも緩和され、燃料エンタルピ、ピーク出力部燃料エンタルピ、及び、燃料被覆管温度は添付書類十解析よりも低めとなる。また、燃料中心温度の最大値は原子炉トリップが遅れる効果もあり、添付書類十解析と同程度となる（表 4.5.6.1-4、表 4.5.6.1-5、表 4.5.6.2-4、表 4.5.6.2-5）。
上記は現実的な想定として、原子炉容器頂部からの冷却材の漏えい、出力分布
及び反応度帰還効果の精緻化を取り込んだことで生じた傾向であり、炉心、燃料の仕様差やループ数の違いによらず期待できる。
原子炉圧力バウンダリにかかる圧力に関しては、原子炉容器頂部からの冷却材の漏えいを取り込むことで添付書類十解析の結果よりも低下することは代表プラント以外のプラントに対しても言える。
高温零出力からの制御棒飛び出しは反応度投入事象であり、反応度投入直後の出力急上昇時に燃料エンタルピ及びピーク出力部燃料エンタルピが厳しくなる
ことから、原子炉トリップの遅れにかかわらず上記精緻化の効果で添付書類十解析のエンタルピを超えることがないことは、代表プラント以外のプラントに対しても言える。
高温全出力からの制御棒飛び出しについては、原子炉トリップ遅れによって燃
料中心温度が添付書類十解析よりも高めとなる可能性があることが代表プラン
トの結果にて示されているが、原子炉トリップを待たずに出力変化が緩やかな低下に移行した時点で燃料中心温度も低下を始めていることから、炉心、燃料の違いによる出力分布及び反応度帰還効果に依存していると考えられる。この出力分
布及び反応度帰還効果については、添付書類十解析と比べた場合には評価コード、解析モデルの精緻化が図られているものであり、炉心、燃料の条件に依存することはなく代表プラントの評価と同様に精緻化による緩和効果が期待できる。そのため、代表プラント以外のプラントにおいても、燃料中心温度は出力分布及び反応度帰還効果の精緻化によって代表プラントの結果と同じく添付書類十解析と同程度になるものと推定できる。
以上のとおり、代表３，４ループプラントで有効性を確認した本事象に対する209- 添付3-213 -CCF 対策は、同型３，４ループプラント及び２ループプラントに対してもその適用が有効である。

4.6.1.7 蒸気発生器伝熱管破損
代表３ループプラント及び代表４ループプラントを対象に CCF 対策の有効性を評価した結果、添付書類十解析と比べて以下の傾向があり、１次系から２次系への冷却材の漏えい量は添付書類十解析より減少し、破損側蒸気発生器の２次系弁からの蒸気放出量は添付書類十解析と同等であることを確認した。なお、本事象は伝熱管破損の発生により１次系圧力が減少するため、原子炉冷却材圧力バウン
ダリは初期から上昇せず、また、多様化設備による高圧注入系の自動作動により炉心露出に至ることはないため、燃料被覆管温度が厳しくなることはない。
・ CCF 対策有効性評価では原子炉トリップが遅れるため、１次系から２次系への冷却材の漏えい量は増加する傾向であるが、自動起動する高圧注入系
が 1 系列であるため、結果として、１次系から２次系への冷却材の漏えい
量は高圧注入系が 2 系列起動する添付書類十解析より減少する。
・ 原子炉トリップから事象収束までの操作に要する時間は添付書類十解析と同等であるため、破損側蒸気発生器の２次系弁からの蒸気放出量は、添付書類十解析と同等である。
上記の効果のうち、原子炉トリップが遅れることで漏えい量が増加する影響は、プラントの設備差により異なるが、自動起動する高圧注入系が 1 系列であること
は漏えい量を減少させる効果があるため、高圧注入系が 2 系列起動する添付書類
十解析の評価結果と比較して、漏えい量が過度に増加することはない。原子炉トリップから事象収束までの運転操作に要する時間はプラント設備差によらず添付書類十解析と同等であるため、破損側蒸気発生器の２次系弁からの蒸気放出量
は添付書類十解析と同等である。これらの効果は、事象収束に用いる多様化設備
や運転操作の想定により生じる傾向であるため、炉心、燃料の仕様差やループ数の違いによらず期待できる。
以上のとおり、代表プラント以外のプラントにおいて、1 次系から 2 次系への１次冷却材の漏えい量が代表プラントでの評価結果より増加する可能性はあるが、その影響は限定的である。4.6.3 節にて後述するように、添付書類十解析で210- 添付3-214 -は保守的な燃料欠陥率を想定しているため、現実的には、1 次系から 2 次系への１次冷却材の漏えい量が代表プラントより増大したとしても安全上の問題はない。したがって、代表３，４ループプラントで有効性を確認した本事象に対するCCF 対策は、同型３，４ループプラント及び２ループプラントに対してもその適用が有効である。

211- 添付3-215 -