柏崎刈羽原子力発電所 6 号機

デジタル安全保護回路のソフトウェア共通要因故障緩和対策に関する要件整合報告書（詳細設計）

2024 年 2 月 1 日

東京電力ホールディングス株式会社

改訂来歴
改訂番号

改訂年月日

改定内容

備考

初版

2024/2/1

新規作成--以下余白-

柏崎刈羽原子力発電所６号機 デジタル安全保護回路のソフトウェア共通要因故障緩和対策に関する要件整合報告書（詳細設計）
目次頁
Ⅰ．本文 ………………………………………………………………………………………… 1
Ⅱ．添付書類 ………………………………………………………………………………… 45

Ⅰ．本文

1

柏崎刈羽原子力発電所６号機におけるデジタル安全保護回路のソフトウェア共通
要因故障（以下，「ソフトウェア CCF」という。）緩和対策について，「原子力発電所におけるデジタル安全保護回路のソフトウェア共通要因故障緩和対策に関する技術要件書（ATENA 20-ME05 Rev.1）」（以下，「技術要件書」という。）が定める「3．多様化設備要件」及び「4．有効性評価」の各要求内容に対する要件整合性の確認を行った。
なお，「5．手順書の整備と教育及び訓練の実施」については，当社が ATENA へ提出した「デジタル安全保護回路のソフトウェア共通要因故障緩和対策の実施計画及び実績（2023 年 10 月 12 日）」において「再稼働までに実施」としていることから，本報告書の対象外とする。
１．
確認方法
技術要件書に記載された要求内容に対して，各要件に対応する設計図書，有効性
評価図書等の記載内容を確認し，要求内容ごとに要件整合性の判定及びその理由を記載する。
２．
（１）

確認結果「3．多様化設備要件」

多様化設備に対する要件整合性について，以下に示す技術要件書の各要求内容に対して，各設計図書の記載内容を確認した結果，全ての要求内容に対して整合していることを確認した。各要求内容に対する確認結果については表１に示す。
【技術要件書の各要求内容】
3.1 設置要求
3.2 機能要求
3.3 多様化設備の範囲
3.4 設計基本方針
3.5 多様化設備への要求事項

2

（２）

「4．有効性評価」
有効性評価に対する要件整合性について，以下に示す技術要件書の各要求内容に対して，有効性評価図書（「沸騰水型原子力発電所 デジタル安全保護回路のソフトウェア共通要因故障影響緩和対策の有効性評価書 ※」TLR-100，HLR-129，
東芝エネルギーシステムズ株式会社，日立 GE ニュークリア・エナジー株式会社，令和 4 年）の記載内容を確認した結果，全ての要求内容に対して整合していることを確認した。各要求内容に対する確認結果については表 2 に示す。

※：本図書では代表 ABWR プラントの解析結果及びそれらを基にした BWR プラントの有効性評価の検討結果を記載しており，柏崎刈羽原子力発電所６号機の有効性
評価は包含される。
【技術要件書の各要求内容】
4.2 評価すべき事象
4.3 判断基準
4.4 解析に当たって考慮すべき事項

3

（判定記号）〇：整合有 －：該当なし

表１ 「3．多様化設備要件」に関する要件整合性確認表( 1/9 )ソフトウェア CCF 対策設備設計図書の要件整合性

ATENA 技術要件書
要求内容

記載内容（概要）

要件整合性
判定

設計図書

理由

3.1 設置要求
デジタル安全保護回路を設ける場合には，代替機能

デジタル安全保護回路の代替機能を有する，多様

デジタル安全保護回路がソフトウェア CCF によってその機能をすべ【技術メモ】KK6 多様化設備の範囲を有する多様化設備を設置しなければならない。

化設備を設置する。

て喪失し，かつ運転時の異常な過渡変化，又は設計基準事故が発及び要求事項について 3.3 章〇

生した場合でも設計基準事故の判断基準を概ね満足することができる設備を多様化設備として設けることを設計図書により確認した。
具体的な代替機能は 3.2 項にて，多様化設備の範囲は 3.3 項にて確認を行う。

ただし，ソフトウェア CCF が発生するおそれがない場

多様化設備を設置する計画であるため，考慮しない。

合，若しくは運転時の異常な過渡変化又は設計基準
事故が発生し，かつ安全保護回路の一部がソフトウ
ェアにより作動するものがある場合で，当該ソフトウェ
アが機能しない場合を想定しても，他の安全保護回路の安全機能が作動することにより設計基準事故の判断基準を概ね満足することが有効性評価により確4認できる場合には，多様化設備を設けなくてもよい。

―

―

同上

（判定記号）〇：整合有 －：該当なし

表１ 「3．多様化設備要件」に関する要件整合性確認表( 2/9 )ソフトウェア CCF 対策設備設計図書の要件整合性

ATENA 技術要件書
記載内容（概要）

要求内容

要件整合性
判定

設計図書

理由

3.2 機能要求
多様化設備は，運転時の異常な過渡変化又は設計

デジタル型安全保護回路がソフトウェア CCF に

多様化設備はデジタル安全保護回路とは異なる動作原理により，原・【技術メモ】KK6 多様化設備の範基準事故が発生し，かつソフトウェア CCF により安全

よってその機能が全て喪失し，かつ運転時の異常

子炉緊急停止系，工学的安全施設等を自動又は手動で作動させる

囲及び要求事項について機能が喪失した場合においても，設計基準事故の判な過渡変化又は設計基準事故が発生しても設計設計であることを設計図書により確認した。

章,3.5 章断基準を概ね満足できるよう，原子炉停止系統，工学的安全施設等を自動，又は手動で作動させることができなければならない。

3.4

基準事故の判断基準を概ね満足することができ・柏崎刈羽原子力発電所 6,7 号炉にる設備として多様化設備を設ける。

おけるデジタル安全保護回路のソフ

多様化設備は，デジタル安全保護回路とは異なる

トウェア共通要因故障対策設備につ動作原理により自動または手動で原子炉緊急停いて 3.1 章止系及び工学的安全施設等を作動させる機能及・原子炉緊急停止系 IBD

び警報機能，指示機能を設ける。

・原子炉隔離制御系 IBD・自動作動機能・苛酷事故対策設備 IBD

代替制御棒挿入 他

・再循環ポンプトリップ系 後備原子

（別表 1「多様化設備が有する自動作動機能一覧表」
参照）

炉停止系 IBD〇

・大型表示盤重要警報回路 IBD

5・手動操作機能
高圧炉心注水系起動 他（別表２「多様化設備が有する手動操作機能一覧表」
参照）
・警報機能
ARI 作動（ハード） 他（別表３「多様化設備が有する警報機能一覧表」参
照）
・指示機能
原子炉水位
原子炉圧力 他
（別表 4「多様化設備が有する指示機能一覧表」参照）
さらに，原子炉停止系統，工学的安全施設等を手動

原子炉緊急停止系，工学的安全施設等を手動によ

異常な過渡変化または設計基準事故時にソフトウェア CCF が重畳し ・【技術メモ】KK6 多様化設備の範により作動させる場合には，運転員が必要な時間内り作動させる場合には，運転員が必要な時間内にた場合，デジタル安全保護回路は機能喪失し，原子炉緊急停止系及囲及び要求事項について 3.4 章に操作を開始し，判断基準を概ね満足した状態で事操作を開始し，判断基準を概ね満足した状態で事び工学的安全施設は作動せず，多様化設備の ARI が作動し，ARI 作

・柏崎刈羽原子力発電所 6,7 号炉に象を収束させることができるよう，運転時の異常な過象を収束させることができるよう，運転時の異常動警報が発報する。これにより運転員は事象発生を認知し，定められおけるデジタル安全保護回路のソフ

渡変化又は設計基準事故の発生時に安全保護回路

な過渡変化又は設計基準事故の発生時に安全保た手順書により事象を判断し，必要な操作を実施する。

トウェア共通要因故障対策設備につの安全機能動作の異常の発生を認知し，必要な操護機能動作の異常の発生を認知し，必要な操作の運転員が必要な時間内に手動操作を開始し，判断基準を概ね満足いて 3.1 章

作の判断を行える機能を設けなければならない。

判断を行える機能を設ける。

した状態で事象を収束させることができることの確認は 4 項で行う。

〇

（判定記号）〇：整合有 －：該当なし

表１ 「3．多様化設備要件」に関する要件整合性確認表( 3/9 )ソフトウェア CCF 対策設備設計図書の要件整合性

ATENA 技術要件書
記載内容（概要）

要求内容

要件整合性
判定

設計図書

理由

3.3 多様化設備の範囲
多様化設備の範囲は，3.2 機能要求を達成するため

多様化設備の範囲は以下の(1)～(5)である。

多様化設備の範囲が明確に示されていることを設計図書で確認し・【技術メモ】KK6 多様化設備の範に必要となる，検出器，操作スイッチ，論理回路，指(1)検出器た。

囲及び要求事項について 3.5 章

示計・警報等の計測制御設備とする。

原子炉水位

・柏崎刈羽原子力発電所 6,7 号炉に原子炉圧力おけるデジタル安全保護回路のソフ

ドライウェル圧力

トウェア共通要因故障対策設備につ

復水貯蔵槽水位

いて 3.1 章

イッチ，重大事故等対処設備等）も多様化設備として

HPCF(C)系統流量・【技術検討書】デジタル安全保護回用いることができる。

(2)操作スイッチ

路のソフトウェアに起因する共通要

また，多様化設備の範囲は，安全保護回路のデジタ

手動スクラム

因故障への対応方針について

ル化の範囲等により異なるため，多様化設備としてどMSIV 区分Ⅰ～Ⅳ手動隔離の設備を選定したか設計図書で明確にする。

主蒸気内側/外側隔離弁（A)～（D)

この計測制御設備の構成要素は，3.5 多様化設備への要求事項を満足する限り，デジタル安全保護回路のソフトウェア CCF 影響緩和対策として設けた設
備以外の設備（安全保護回路の検出器及び操作ス

CUW 吸込ライン内側隔離弁操作スイッチ
RCIC 蒸気ライン内側隔離弁操作スイッチ

6

HPCF ポンプ(C)操作スイッチ
HPCF S/P 側吸込隔離弁(C)操作スイッチ
HPCF 注入隔離弁(C)操作スイッチ
HPCF 最小流量バイパス弁(C)操作スイッチ(3)論理回路
代替制御棒挿入
代替冷却材再循環ポンプ・トリップ(4)指示計
原子炉水位
原子炉圧力
ドライウェル圧力
復水貯蔵槽水位
HPCF（C)系統流量
上記(2)の弁，ポンプの状態表示(5)警報
L-2（ハード）
原子炉圧力高高（ハード）ARI 作動（ハード）〇（判定記号）〇：整合有 －：該当なし

表１ 「3．多様化設備要件」に関する要件整合性確認表( 4/9 )ソフトウェア CCF 対策設備設計図書の要件整合性

ATENA 技術要件書
要求内容

記載内容（概要）

要件整合性
判定

理由

設計図書

3.4 基本設計方針
デジタル安全保護回路は，十分に高い信頼度でソフ

本項は基本設計方針を記載したものであるため，具体的な設計につトウェア設計がなされており，ソフトウェア CCF が発生

いては「3.5 多様化設備への要求事項」で確認した。

する可能性は極めて小さく抑えられているため，多様

なお、多様化設備のうち既設の自主設備，設計基準対象施設及び重化設備は，運転時の異常な過渡変化又は設計基準

大事故等対処設備を兼ねる設備については、機器仕様に変更がな

事故が発生し，かつソフトウェア CCF により安全機能

いため、既存設備状態を示す図書により確認した。

が喪失するという設計基準を超える事象に対応する設備であることから，多様化設備に対しては，設計上，単一故障を考慮しない。
多様化設備は，設計上，火災・溢水あるいは外的影
響（地震を除く）とソフトウェア CCF との重畳を考慮しない。
多様化設備は，ソフトウェア CCF 発生時に安全保護回路の代替機能を有する設備であることから，耐環

7

境性，耐震性，供給電源等は，安全保護回路と同等の条件で機能を発揮できる設計とする。

―

―

―

（判定記号）〇：整合有 －：該当なし

表１ 「3．多様化設備要件」に関する要件整合性確認表( 5/9 )ソフトウェア CCF 対策設備設計図書の要件整合性

ATENA 技術要件書
記載内容（概要）

要求内容

要件整合性
判定

設計図書

理由

3.5 多様化設備への要求事項
3.5.1 多重性
多様化設備には，多重性は要求しない。

多様化設備は運転時の異常な過渡変化又は設計基

多様化設備は単一故障を想定しないことから，多重性を要求してい・【技術メモ】KK6 多様化設備の範準事故が発生し，かつソフトウェア CCF により安全ないことを設計図書により確認した。

囲及び要求事項について 4.1 章

多様化設備自体には多様性を要求していないことを設計図書により・【技術メモ】KK6 多様化設備の範確認した。

囲及び要求事項について 4.2 章
同上機能が喪失するという設計基準を超える事象に対応○する設備であることから，設計上，単一故障を考慮しない。
3.5.2 多様性
多様化設備自体には，多様性は要求しない。

多様化設備自体には多様性を要求しない。

〇

多様化設備は，ソフトウェアを用いた安全保護回路

多様化設備はソフトウェア CCF によってデジタル安

多様化設備はソフトウェアを用いた安全保護回路に対して多様性をに対して多様性を有した設備とすること。なお，多様全保護回路と同時にその機能を喪失するおそれが有するハード回路を用いた設計としていることを設計図書により確認性を有した設備とは，アナログ設備等，ソフトウェア

ないようアナログ設備のみで構成する。

CCF によってデジタル安全保護回路と同時にその機

〇

した。

8

能を喪失するおそれがないものをいう。

また，多様化設備に用いられるソフトウェア及びデジ

ハード回路を用いた設計とする計画であるため，考慮しない。

同上

タル安全保護回路に用いられるソフトウェアにおいて，それらのソフトウェアに不具合が共通して内在する可能性がなく,かつその他ソフトウェア CCF が発生――するおそれがないことが明らかである場合には，多様化設備にもソフトウェアを用いることができる。
3.5.3 耐環境性
多様化設備は，4．有効性評価で対象とする運転時

多様化設備は運転時の異常な過渡変化，又は設計

多様化設備はソフトウェア CCF に運転時の異常な過渡変化，又は設・【技術メモ】KK6 多様化設備の範の異常な過渡変化又は設計基準事故とソフトウェア

基準事故とソフトウェア CCF が重畳した状態で想定

計基準事故が重畳した場合での環境下においても所定の安全機能

囲及び要求事項について 4.3 章

CCF が重畳する状態で想定される環境条件においされる温度，湿度，放射線等の環境条件においてもが果たせることを設計図書により確認した。

・柏崎刈羽原子力発電所 6,7 号炉て，その機能を発揮できる設計とすること。

所定の機能が発揮できる設計とする。

〇

におけるデジタル安全保護回路のソ
フトウェア共通要因故障対策設備について 3.2 章

（判定記号）〇：整合有 －：該当なし

表１ 「3．多様化設備要件」に関する要件整合性確認表( 6/9 )ソフトウェア CCF 対策設備設計図書の要件整合性

ATENA 技術要件書
記載内容（概要）

要求内容

要件整合性
判定

設計図書

理由

3.5.4 耐震性
多様化設備は，基準地震動 Ss による地震力に対し，多様化設備は基準地震動 Ss に対し機能維持する設

多様化設備の内，設計基準対象設備及び重大事故等対処設備と共・【技術メモ】KK6 多様化設備の範機能維持する設計とすること。

計とする。

用しておらず，個別の耐震評価が必要なものについては基準地震動

囲及び要求事項について 4.4 章

Ss に対して機能維持することを設計図書により確認した。

・中央運転監視盤の耐震性につい

なお，要件整合報告後に行われる盤改造後に現地で耐震性の確認ての計算書が必要なものは，自主検査において確認し，工事・検査完了報告に・格納容器補助盤の耐震性について報告する。

ての計算書
・AM 用操作盤の耐震性について〇の計算書
・ATWS 緩和設備制御盤の耐震性についての計算書
・高圧代替注水系制御盤の耐震性についての計算書
・運転監視補助盤の耐震性につい

9

ての計算書
3.5.5 供給電源
多様化設備は，外部電源が利用できない場合にお多様化設備は外部電源が利用できない場合におい外部電源が利用できない場合においても，非常用電源系又は重大・【技術メモ】KK6 多様化設備の範いても，非常用電源系又は重大事故等対処設備電て，非常用電源系又は重大事故等対処設備電源系

事故等対処設備電源系である非常用交流電源設備，直流電源設備

囲及び要求事項について 4.5 章

源系のどちらか一方から給電できる設計とすること。

から給電できる設計とする。

から給電される設計としていることを設計図書により確認した。

・原子炉緊急停止系及び主蒸気隔
離系 ECWD
・原子炉冷却材浄化系 ECWD
・原子炉隔離時冷却系 ECWD
・高圧炉心注水系 ECWD
・原子炉冷却材再循環系 ECWD〇

・高圧代替注水系 ECWD
・安全保護系ディジタル化共通回路
ECWD
・格納容器計装及び不活性ガス系
ECWD
・原子炉系 計装 ECWD
・原子炉系 故障表示回路 ECWD
・直流電源分割 ECWD
・交流電源分割 ECWD

（判定記号）〇：整合有 －：該当なし

表１ 「3．多様化設備要件」に関する要件整合性確認表( 7/9 )ソフトウェア CCF 対策設備設計図書の要件整合性

ATENA 技術要件書
記載内容（概要）

要求内容

要件整合性
判定

設計図書

理由

3.5.6 設備の共用
多様化設備は，二以上の発電用原子炉施設におい

二以上の発電用原子炉施設にて共用及び相互接続しないものとして

・【技術メモ】KK6 多様化設備の範用及び相互接続しない設計とする。

〇

いることを設計図書により確認した。

囲及び要求事項について 4.6 章

多様化設備は，原子炉の運転中又は停止中に，試多様化設備は原子炉の運転中又は停止中に，模擬〇多様化設備は，模擬信号あるいは実動作によって設定値・ロジックな・【技術メモ】KK6 多様化設備の範

験又は検査ができる設計とすること。

信号又は実動作によって機能が確認できる設計とす

どの機能が確認できる設計としていることを設計図書により確認した。

囲及び要求事項について 4.7 章て共用しない設計とすること。また，相互に接続しな多様化設備は二以上の発電用原子炉施設にて共い設計とすること。
3.5.7 試験可能性る。
3.5.8 安全保護回路への波及的影響防止
多様化設備は，多様化設備の故障影響により安全多様化設備の故障等により安全保護回路の安全機

安全保護回路と多様化設備が部分的に設備を共用する場合には，

・【技術メモ】KK6 多様化設備の範

保護回路の安全機能を喪失させない設計とするこ能を喪失させない設計とする。多様化設備と安全保多様化設備の影響により安全保護機能を失わないように，多様化設

囲及び要求事項について 4.8 章と。

護回路が部分的に設備を共用する場合には，電気備が安全保護回路から隔離デバイス(アイソレータ等）により電気的分・原子炉冷却材浄化系 ECWD

的・機能的に隔離又は分離した設計とする。

離を，安全保護回路と多様化設備が部分的に設備を共用しない場合

・原子炉隔離時冷却系 ECWDには，異なる筐体に設備を収納する等の物理的分離を考慮した設計

・高圧炉心注水系 ECWDであることを設計図書により確認した。

・安全保護系ディジタル化共通回路

また，隔離デバイスが安全保護系に属していることを設計図書により

ECWD

確認した。

・原子炉系 IDS〇

10・高圧炉心注水系 IDS
3.5.9 火災防護及び溢水防護
多様化設備が，火災・溢水の影響を受けたとしても，多様化設備が火災，溢水の影響を受けたとしても，多様化設備が火災・溢水の影響を受けて機能喪失したとしても，多重・【技術メモ】KK6 多様化設備の範

安全保護回路の安全機能を喪失させない設計とす

安全保護回路の安全機能を喪失させない設計とす性を有した安全保護回路のうち，多様化設備と部分的に設備を共用

囲及び要求事項について 4.9 章

ること。

る。

していない区分の回路があるため，安全保護回路の安全機能は喪失

・【技術検討書】デジタル安全保護回しない。

路のソフトウェアに起因する共通要多様化設備は，実用上可能な限り不燃性または難燃性材料を使用

因故障（ソフトウェアＣＣＦ）対策につし，内部火災等への耐性を可能な限り有する設計であることを，設計

いて （a-6），（b-6）

〇

図書により確認した。

（判定記号）〇：整合有 －：該当なし

表１ 「3．多様化設備要件」に関する要件整合性確認表( 8/9 )ソフトウェア CCF 対策設備設計図書の要件整合性

ATENA 技術要件書
要求内容

記載内容（概要）

要件整合性
判定

設計図書

理由

3.5.10 外的事象に対する防護
多様化設備は，想定される自然現象（地震を除く），

多様化設備は想定される自然現象（地震を除く），人発電所で考慮する自然現象及び外部人為事象等に対して，多様化・【技術メモ】KK6 多様化設備の範人為による事象，蒸気タービン，ポンプ，その他の機為による事象，蒸気タービン，ポンプ，その他の機器設備の受ける影響評価を行った結果，これらの事象に対して多様化

囲及び要求事項について 4.10 章

器又は配管の損壊に伴う飛散物等に対して，多様化又は配管の損壊に伴う飛散物に対して，それらの影設備が影響を受けない，または影響を受けたとしても，安全保護回路

設備がそれらの影響を受けない設計とすること又は響を受けない設計とすること又は多様化設備がそれ

多様化設備がそれらの影響を受けたとしても，安全らの影響を受けたとしても，安全保護回路の安全機

保護回路の安全機能を喪失させない設計とするこ能を喪失させない設計とする。

〇の機能を喪失しないことを別表５「多様化設備の自然現象，外部人為事象等に対する影響評価整理表」により確認した。

と。
3.5.11 操作性
多様化設備として手動操作設備が必要になる場合

手動操作（そのための監視を含む）を要する多様化

誤操作防止が図られたハード操作器及び表示を 3.3 項の操作スイッ・【技術メモ】KK6 多様化設備の範は，原子炉制御室に設置すること。

設備は，原則として中央制御室に設置する。

チ及び表示として中央制御室に設置する設計としていることを設計図

囲及び要求事項について 4.11 章

書により確認した。

・柏崎刈羽原子力発電所 6,7 号炉におけるデジタル安全保護回路のソフ
トウェア共通要因故障対策設備につ11〇

いて 3.3 章
・原子炉緊急停止系及び主蒸気隔
離系 ECWD
・原子炉冷却材浄化系 ECWD
・原子炉隔離時冷却系 ECWD
・高圧炉心注水系 ECWD

また，原子炉制御室に設置する場合には，誤操作防また，中央制御室に設置する場合には，誤操作防止

止を考慮した設計とするとともに，操作結果が確実にを考慮した設計とするとともに，操作結果が確実に確確認できるよう配慮した設計とすること。

認できるよう配慮した設計とする。

りではない。

―

同上

ハード操作器は中央制御室に設置済みであるため考慮しない。

同上〇

なお，有効性評価により，原子炉制御室以外での操作で対応可能であることが確認できた場合はこの限

同上―

（判定記号）〇：整合有 －：該当なし

表１ 「3．多様化設備要件」に関する要件整合性確認表( 9/9 )ソフトウェア CCF 対策設備設計図書の要件整合性

ATENA 技術要件書
要求内容

記載内容（概要）

要件整合性
判定

設計図書

理由

3.5.12 監視性
多様化設備には，運転時の異常な過渡変化又は設

運転時の異常な過渡変化又は設計基準事故とソフト事象の発生を認知できる警報，事象の判定及び対応操作の判断に・【技術メモ】KK6 多様化設備の範計基準事故とソフトウェア CCF が重畳した事象の発

ウェア CCF が重畳した事象の発生を認知できる警必要な 3.3 項の指示計及び警報を中央制御室に設置することを設計

囲及び要求事項について 4.12 章

生を認知できる警報，事象の判定及び対応操作の報，事象の判定及び対応操作の判断に必要な監視図書により確認した。

・柏崎刈羽原子力発電所 6,7 号炉に判断に必要な監視設備を原子炉制御室に設置すること。

設備を中央制御室に設置する。

おけるデジタル安全保護回路のソフ
トウェア共通要因故障対策設備について 3.1 章
・原子炉緊急停止系及び主蒸気隔
離系 ECWD
・原子炉冷却材浄化系 ECWD〇

・原子炉隔離時冷却系 ECWD
・高圧炉心注水系 ECWD
・原子炉冷却材再循環系 ECWD
・高圧代替注水系 ECWD

12・安全保護系ディジタル化共通回路
ECWD
・格納容器計装及び不活性ガス系
ECWD
・原子炉系 計装 ECWD
・原子炉系 故障表示回路 ECWD
また，多様化設備が自動で作動した場合には，そのまた，多様化設備が自動で作動した場合には，その作動要因が原子炉制御室に表示される設計とするこ作動要因が中央制御室に表示される設計とする。

と。

同上
〇

同上

（判定記号）〇：整合有 －：該当なし

表 2 「4．有効性評価」に関する要件整合性確認表( 1/ 19 )ソフトウェア CCF 対策有効性評価図書の要件整合性

ATENA 技術要件書

要件整合性
記載内容（概要）

要求内容

判
定

理由

有効性評価図書

4.2 評価すべき事象
運転時の異常な過渡変化及び設計基

多様化設備は安全保護回路の代替機

運転時の異常な過渡変化及び設計

4.1 評 価 対 象 の 整 理

準事故の全事象を対象に評価。

能を有する設備であるため，「運転時基準事故の全事象を対象としている。

（P.4-1）の異常な過渡変化」及び「設計基準事故」の全事象を対象としている。

添付 1 評価対象事象〇について（添付表 1-1，1-2，13）

13

ソフトウェア CCF が同じ影響を与える事

ソフトウェア CCF の影響を踏まえグル

代表シナリオの包絡性を確認し，その4.1 評 価 対 象 の 整 理

象はグルーピングすることができる。なーピングを行い，以下の事象を解析対妥当性を示している。

（P.4-1）

お，グルーピングを行う場合は，代表シ象としている。

添付 1 評価対象事象

ナリオの包絡性を確認し，その妥当性◯運転時の異常な過渡変化についてを示すこと。

・原子炉起動時における制御棒の異常な引き抜き・出力運転中の制御棒の異常な引き抜き・主蒸気隔離弁の誤閉止
・原子炉圧力制御系の故障
・給水流量の全喪失◯設計基準事故〇

（判定記号）〇：整合有 －：該当なし

表 2 「4．有効性評価」に関する要件整合性確認表( 2/ 19 )ATENA 技術要件書
要求内容

ソフトウェア CCF 対策有効性評価図書の要件整合性
要件整合性
記載内容（概要）
・原子炉冷却材喪失（原子炉冷却材の喪失又は炉心冷却状態の著しい変化） （ 主蒸 気管 破断 ，給 水 配管破断，RHR 出口配管破断）
・原子炉冷却材流量の喪失
・制御棒落下（反応度の異常な投入又は原子炉出力の急激な変化）

14

上記解析対象事象のうち，以下の事
象を代表シナリオとして設定している。
・主蒸気隔離弁の誤閉止
主蒸気隔離弁の誤閉止は，ソフトウェ
ア CCF が重畳した場合において，負荷の喪失や外部電源喪失と比較して，再循環ポンプトリップタイミングが遅く，
原子炉圧力上昇が最も高くなるため，
圧力上昇過渡に分類される事象の代
表シナリオとして選定する。
・原子炉冷却材流量の喪失（APTA）
APTA は，ソフトウェア CCF が重畳した

判
定

理由

有効性評価図書（判定記号）〇：整合有 －：該当なし

表 2 「4．有効性評価」に関する要件整合性確認表( 3/ 19 )ソフトウェア CCF 対策有効性評価図書の要件整合性

ATENA 技術要件書

要件整合性
記載内容（概要）

要求内容

場合において，流量急減事象に分類される事象のうち原子炉冷却材喪失以外の事象の代表シナリオとして選定する。
・原子炉冷却材喪失（原子炉冷却材の喪失 又 は 炉心 冷却 状 態の 著し い 変化）（主蒸気管破断，給水配管破断，

15

RHR 出口配管破断）
主蒸気管破断，給水配管破断，RHR
出口配管破断は，ソフトウェア CCF が重畳した場合において，より破断面積が小さい原子炉冷却材喪失事象（LPFL 配管破断，HPCF 配管破断，ドレン配管破断）を包絡するため，代表シナリオとして選定する。
以下に該当する場合は解析を省略で
きる。

判
定

理由

有効性評価図書（判定記号）〇：整合有 －：該当なし

表 2 「4．有効性評価」に関する要件整合性確認表( 4/ 19 )ソフトウェア CCF 対策有効性評価図書の要件整合性

ATENA 技術要件書
要求内容・判断基準に対して影響の程度が軽微
である事象

要件整合性
記載内容（概要）

判
定

理由

有効性評価図書

以下の事象は判断基準に対して影響

対象事象は判断基準に対して影響が4.1 評 価 対 象 の 整 理の程度が軽微であるため，解析を省略

軽微であることを示している。

（P.4-1）している。

添付 1 評価対象事象◯運転時の異常な過渡変化について（添付表 1-1，・給水加熱喪失

添付表 1-3）

・原子炉冷却材流量制御系の誤動作
・給水制御系の故障

16◯設計基準事故
・原子炉冷却材喪失（環境への放射性物質の異常な放出）（原子炉格納容
器内圧力，雰囲気等の異常な変化）
・主蒸気管破断（環境への放射性物質の異常な放出）・燃料集合体の落下
・制御棒落下（環境への放射性物質の異常な放出）
・可燃性ガスの発生・動荷重の発生
給水加熱喪失，原子炉冷却材流量制〇

（判定記号）〇：整合有 －：該当なし

表 2 「4．有効性評価」に関する要件整合性確認表( 5/ 19 )ソフトウェア CCF 対策有効性評価図書の要件整合性

ATENA 技術要件書

要件整合性
記載内容（概要）

要求内容

御系の誤動作，給水制御系の故障は
いずれも，ソフトウェア CCF が重畳した
場合において，主蒸気隔離弁閉に至らず，原子炉圧力上昇は緩やかなため，影響の程度は軽微として解析は省略する。
原子炉冷却材喪失（環境への放射性17

物質の異常な放出）（原子炉格納容器
内圧力，雰囲気等の異常な変化）は，
ソフトウェア CCF が重畳した場合においても，事象進展，緩和操作に対する影響の程度は軽微として解析を省略する。
主蒸気管破断（環境への放射性物質の異常な放出）は，ソフトウェア CCF が重畳した場合においても，現実的な評
価条件を考慮することで判断基準を満足すると判断できることから，影響の程度は軽微として解析は省略する。

判
定

理由

有効性評価図書（判定記号）〇：整合有 －：該当なし

表 2 「4．有効性評価」に関する要件整合性確認表( 6/ 19 )ソフトウェア CCF 対策有効性評価図書の要件整合性

ATENA 技術要件書

要件整合性
記載内容（概要）

要求内容

燃料集合体の落下は，ソフトウェア
CCF が重畳した場合においても，現実的な評価条件を考慮することで判断基準を満足すると判断できることから，影響の程度は軽微として解析は省略する。
制御棒落下（環境への放射性物質の18

異常な放出）は，ソフトウェア CCF が重畳した場合においても，現実的な評価
条件を考慮することで判断基準を満足すると判断できることから，影響の程度は軽微として解析は省略する。
可燃性ガスの発生は，ソフトウェア
CCF が重畳した場合においても，現実的な評価条件を考慮することで判断基準を満足すると判断できることから，影響の程度は軽微として解析は省略する。
動荷重の発生は，ソフトウェア CCF が

判
定

理由

有効性評価図書（判定記号）〇：整合有 －：該当なし

表 2 「4．有効性評価」に関する要件整合性確認表( 7/ 19 )ソフトウェア CCF 対策有効性評価図書の要件整合性

ATENA 技術要件書

要件整合性
記載内容（概要）

要求内容

判
定

理由

有効性評価図書

重畳した場合においても，事象進展，緩和操作に対する影響の程度は軽微として解析は省略する。
・グルーピングしたグループ内の代表
事象に包絡される事象

以下の事象は代表事象に包絡される対象事象が代表事象に包絡されてい4.1 評 価 対 象 の 整 理

ため，解析を省略する。

ることを示している。

（P.4-1）

・外部電源喪失及び負荷の喪失

添付 1 評価対象事象

19

外部電源喪失及び負荷の喪失は，について（添付表 1-1，

代表事象と比較して，再循環ポンプ

添付表 1-2）

トリップタイミングが早く，原子炉圧力上昇が低い傾向になるため，代表事象である主蒸気隔離弁の誤閉止に包絡される。
・ 原子炉冷却材喪失（ LPFL 配管破断，HPCF 配管破断，ドレン配管破断）
より破断面積が大きい原子炉冷却材喪失（主蒸気管破断，給水配管破断，RHR 出口配管破断）に包絡される。

〇

（判定記号）〇：整合有 －：該当なし

表 2 「4．有効性評価」に関する要件整合性確認表( 8/ 19 )ソフトウェア CCF 対策有効性評価図書の要件整合性

ATENA 技術要件書

要件整合性
記載内容（概要）

要求内容
・デジタル安全保護回路の動作を期待
しない事象

判
定

理由

有効性評価図書

以下の事象はデジタル安全保護回路

対象事象がデジタル安全保護回路の4.1 評 価 対 象 の 整 理の動作を期待しないため，解析を省略

動作に期待していないことを示してい（P.4-1）る。

添付 1 評価対象事象する。

〇

・原子炉冷却材流量の部分喪失について（添付表 1-1，・放射性気体廃棄物処理施設の破損

添付表 1-3）

20

（判定記号）〇：整合有 －：該当なし

表 2 「4．有効性評価」に関する要件整合性確認表( 9/ 19 )ソフトウェア CCF 対策有効性評価図書の要件整合性

ATENA 技術要件書
要求内容

要件整合性
記載内容（概要）

判
定

理由

有効性評価図書

4.3 判断基準
全事象に対して判断基準は設計基準

判断基準として「設置許可基準規則」

設計基準事故において使用される判

4.2 判断基準

事故において使用される判断基準を準第十三条第一項第二号を準用し，解断基準を準用し，解析結果は「設置許（P.4-1，4-2）

用し，その判断基準を概ね満足すること

析によりその判断基準を概ね満足する

可基準規則」を概ね満足している。

5. 運転時の異常な過の確認を行う。

ことを確認している。

渡変化＋ソフトウェア
CCF の解析（各表，各

〇

図）

21

6. 設計基準事故＋ソ
フトウェア CCF の解析（各表，各図）7. まとめ（P.7-1）
設備の健全性が別途確認されている原他の判断基準は使用していない。

子炉格納容器の限界圧力，温度等の条件，及び炉心の著しい損傷防止が達成できることを適切に確認できる他の判断基準を用いてもよい。

―

―

―

（判定記号）〇：整合有 －：該当なし

表 2 「4．有効性評価」に関する要件整合性確認表( 10/ 19 )ソフトウェア CCF 対策有効性評価図書の要件整合性

ATENA 技術要件書

要件整合性
記載内容（概要）

要求内容

判
定

有効性評価図書理由

4.4 解析に当たって考慮すべき事項
最適評価コードにより，運転時の異常な最適評価コードである TRAC 系コー

最適評価コードによる評価を実施して4.3 解析に当たって考慮

過渡変化又は設計基準事故に対するドを使用し評価を実施している。

いる。

する事項（P.4-2）

評価を行うこと。

〇

4.4 解 析 に 使 用 す る 計
算プログラム（P.4-4～46）

保守的評価によって解析した結果が余従来より使用している保守的な評価コ

22

裕をもって判断基準を満足する場合に――は，保守的評価を採用してもよい。

ード（許認可解析コード）による評価は―実施していない。

4.4.1 解析にあたって考慮する範囲
有効性評価においては，事象発生前のサイクル期間中の炉心燃焼変化，燃全ての運転範囲及び運転期間を対象

4.3.1 解析にあたって考状態として，通常運転範囲及び運転期

料交換等による長期的な変動及びに解析条件を設定している。

慮する範囲（P.4-2）

間の全域を対象とすること。

運転中に予想される運転状態を考慮し，全ての運転範囲及び運転期間を対象に解析条件を設定した。

〇

4.5 解析条件
（表 4-3～表 4-8）

（判定記号）〇：整合有 －：該当なし

表 2 「4．有効性評価」に関する要件整合性確認表( 11/ 19 )ソフトウェア CCF 対策有効性評価図書の要件整合性

ATENA 技術要件書

要件整合性
記載内容（概要）

要求内容

判
定

理由

有効性評価図書

解析は，想定した事象が，判断基準を

各事象の解析範囲は，事象発生から事象発生から，主要パラメータが判断

4.3.1 解析にあたって考概ね満足し ながら ，過渡状態が収束

多様化設備の作動によって事象進基準を満足しながら，安定状態へ支慮する範囲（P.4-2）

し，その後原子炉は支障なく安定状態

展が収束しプラント状態が整定する

障なく移行出来ると合理的に推定でき

5. 運転時の異常な過渡へ移行できることが合理的に推定できまでを基本とし，安定状態へ支障なる時点まで解析を実施している。

変化＋ソフトウェア CCF

る時点までを包含すること。

く移行できると合理的に推定できる〇の解析（各表，各図）時点までの解析結果（グラフ）を示し

6. 設計基準事故＋ソフトている。

ウェア CCF の解析（各

23

表，各図）

4.4.2 解析で想定する現実的な条件等最適評価で想定する現実的な条件の例を以下に示す。
・事象発生前のプラント初期条件は，設

解析条件として，解析のプラント初期

プラント初期条件及び設定根拠が示

4.3.2 解析で想定する現計値等に基づく現実的な値を用いる

条件と設定根拠及び安全設計の妥されている。

実的な条件等（P.4-2）

こと。その場合には，安全設計の妥

当性確認に用いる安全解析との差

当性確認に用いる安全解析における異を示している。

解析条件との差異及び根拠を明確にすること。

4.5 解析条件
〇（表 4-3，表 4-5～表 48）

（判定記号）〇：整合有 －：該当なし

表 2 「4．有効性評価」に関する要件整合性確認表( 12/ 19 )ソフトウェア CCF 対策有効性評価図書の要件整合性

ATENA 技術要件書

要件整合性
記載内容（概要）

要求内容

判
定

理由
解析条件及び根拠が示されている。

有効性評価図書・事象発生によって生じる外乱の程度，

事象発生による外乱の程度，炉心状

炉心状態（ 出力分布，反応度係数

態，機器の容量などの解析条件と設

実的な条件等（P.4-2）等），機器の容量等は，設計値等に定根拠及び安全設計の妥当性確認

4.5 解析条件

基づく現実的な値を用いること。そのに用いる安全解析との差異を示して場合には，安全設計の妥当性確認いる。

〇

4.3.2 解析で想定する現（表 4-4～表 4-8）に用いる安全解析における解析条件との差異及び根拠を明確にすること。

24

・作動設定点等については計装上の誤差は考慮しなくともよい。

自動作動を期待する設備の作動設
定点として設計値を設定し，解析条
件として示している。

〇

自動作動を期待する設備の動作条件

4.3.2 解析で想定する現として，計装上の誤差を考慮しない，

実的な条件等（P.4-2）

設計値を設定している。

4.5 解析条件
（表 4-4～表 4-8）

・誤操作が起因事象となる評価では，原子炉起動時における制御棒の異

運転操作手順に基づく現実的な投入

4.3.2 解析で想定する現運転手順に基づく現実的な操作条

常な引き抜きの解析においては，保反応度を考慮している。

実的な条件等（P.4-3）

件を用いること。

安規定に基づき作成された制御棒
引抜操作手順を考慮し，現実的な操4.5 解析条件
〇（表 4-6）

作条件を想定した投入反応度として

5.1.1 原 子 炉 起 動 時 にいる。

おける制御棒の異常な引き抜き（P.5-1）

（判定記号）〇：整合有 －：該当なし

表 2 「4．有効性評価」に関する要件整合性確認表( 13/ 19 )ソフトウェア CCF 対策有効性評価図書の要件整合性

ATENA 技術要件書

要件整合性
記載内容（概要）

要求内容

判
定

有効性評価図書理由

4.4.3 安全系機能に対する仮定
ソフトウェア CCF 発生時のデジタル安
全保護回路，原子炉停止系統及び工学的安全施設を含む安全設備の作動状態については，以下を仮定すること。

25

・ソフトウェア CCF によりデジタル安全

各事象においてデジタル安全保護

ソフトウェア CCF による機能喪失を解

4.3.3 安 全 系 機 能 に 対保護回路の機能が喪失し，原子炉停回路の機能が喪失し原子炉停止系

析条件に反映している。

する仮定（P.4-3）

止系統及び工学的安全施設が自動

統及び工学的安全施設が動作しな

4.5 解析条件

作動しない。

いことを解析条件として設定してい（表 4-4～表 4-6，表 4-

る。

8）
〇

5. 運転時の異常な過渡変化＋ソフトウェア CCFの解析（各クロノロジー
表）
6. 設計基準事故＋ソフト
ウェア CCF の解析（各ク
ロノロジー表）（判定記号）〇：整合有 －：該当なし

表 2 「4．有効性評価」に関する要件整合性確認表( 14/ 19 )ATENA 技術要件書
要求内容

ソフトウェア CCF 対策有効性評価図書の要件整合性
要件整合性
記載内容（概要）

判
定

有効性評価図書

理由・デジタル安全保護回路を経由しない，

各事象においてデジタル安全保護

デジタル安全保護回路を経由しな

4.3.3 安 全 系 機 能 に 対

自動起動信号又は運転員が事象の回路の機能が喪失し，動作しない原い，自動起動信号（代替制御棒挿する仮定（P.4-3）

発生を認知した場合の手動起動信子炉停止系統及び工学的安全施設

入，代替再循環ポンプトリップ）及びソ

4.5 解析条件

号により，原子炉停止系統及び工学について，デジタル安全保護回路を

フトウェア CCF による機能喪失の対応（表 4-4～表 4-5，表 4-

的安全施設は作動可能とする。

経由しない，自動起動信号（代替制

操作として手動起動（高圧炉心注水7）系）を解析条件として反映している。

5. 運転時の異常な過渡

御棒挿入，代替再循環ポンプトリップ） 及び 手動操 作（ 高圧 炉 心注水〇変化＋ソフトウェア CCF

26系）を解析条件として設定している。

の解析（各クロノロジー
表）
6. 設計基準事故＋ソフト
ウェア CCF の解析（各ク
ロノロジー表）・自動起動信号又は運転員の手動操

各事象において，起因事象による影作による，最も確からしいプラント応

響を受けない，安全機能を有する機答を評価するため，安全機能を有す器の単一故障は想定していない。

る機器の単一故障は想定しない。

〇

起因事象の影響を受けない安全機能

4.3.3 安 全 系 機 能 に 対を有する機器の単一故障を解析条件する仮定（P.4-3）としていない。

4.5 解析条件
（表 4-5）

（判定記号）〇：整合有 －：該当なし

表 2 「4．有効性評価」に関する要件整合性確認表( 15/ 19 )ソフトウェア CCF 対策有効性評価図書の要件整合性

ATENA 技術要件書

要件整合性
記載内容（概要）

要求内容

判
定

理由

有効性評価図書・安全機能のサポート系（電源系，冷却各事象において，起因事象との従属

必要な安全機能に対するサポート系

4.3.3 安 全 系 機 能 に 対

系，空調系等）は，起因事象との従性がなく，かつソフトウェア CCF の影について，起因事象及びソフトウェア

する仮定（P.4-3）

属性がなく，かつソフトウェア CCF の響を受けない安全機能のサポート系

CCF の影響を受けないことを確認して添付 4 多様化設備が作影響を受けない場合は，起因事象が（電源系，冷却系，空調系等）は，起いる。

動させる設備に対するサ

発生する前の作動状態を維持する。

因事象が発生する前の作動状態を〇ポート系の機能確保

維持することを想定している。

4.4.4 常用系機能に対する仮定
27

常用系設備の機能については，以下を仮定すること。
・起因事象として外部電源の喪失を仮起因事象が外部電源喪失以外の事

起因事象が外部電源喪失以外の事

4.3.4 常 用 系 機 能 に 対定する事象以外は，外部電源は利用

象では外部電源喪失は仮定してい象では，解析条件において，外部電する仮定（P.4-3）

可能とする。

ない。

源喪失を仮定していない。

4.5 解析条件（表 4-5）

・事象発生前から機能しており，かつ事

事象発生前から機能している常用系

解析条件において，起因事象に関係

4.3.4 常 用 系 機 能 に 対

象発生後も機能し続ける設備は，故設備の機能喪失は仮定していない。

しない常用系設備の機能喪失は仮定する仮定（P.4-3）

していない。

4.5 解析条件

障の仮定から除外する。

〇〇（表 4-4～表 4-5）
6.3 環境への放射 性物
質の異常な放出（判定記号）〇：整合有 －：該当なし

表 2 「4．有効性評価」に関する要件整合性確認表( 16/ 19 )ソフトウェア CCF 対策有効性評価図書の要件整合性

ATENA 技術要件書
要求内容

要件整合性
記載内容（概要）

判
定

理由

有効性評価図書（P.6-15～P.6-16）・常用系機能の喪失が起因となる事象

常用系機能の喪失が前提となる事が前提である場合は，当該事象を評象では，当該常用系の機能には期価する際にはそ の機能を期待し な

待していない。

〇

常用系機能の喪失が前提となる事象

4.3.4 常 用 系 機 能 に 対

では，事象発生以降，その機能にはする仮定（P.4-3）

期待していない。

い。

4.4.5 多様化設備に関連する条件
28

多様化設備に関連する条件を以下に示す。
（1）機器条件
・多様化設備がもつ緩和機能の有効性を確認する観点から，多重性を要求

多様化設備の単一故障は想定していない。

しない多様化設備の単一故障は想〇多重性が要求されない多様化設備の4.3.5 多 様 化 設 備 に 関

単一故障を想定していない。

連する条件（P.4-3）
4.5 解析条件（表 4-5）

定しない。
・多様化設備がもつ緩和機能の有効性

多様化設備が代替作動させる原子

多様化設備が代替作動させる設備の4.3.5 多 様 化 設 備 に 関を確認する観点から，多様化設備が炉停止系統，工学的安全施設等

故障及び誤動作が起因となる事象は連する条件（P.4-3）

代替作動させる原子炉停止系統，工は，そのサポート系が使用できない

学的安全施設等の故障及び誤動作場合を除き，代替作動させる設備のが起因となる事象は想定しない。

故障及び誤動作は想定していない。

〇

想定していない。

（判定記号）〇：整合有 －：該当なし

表 2 「4．有効性評価」に関する要件整合性確認表( 17/ 19 )ソフトウェア CCF 対策有効性評価図書の要件整合性

ATENA 技術要件書
要求内容

要件整合性
記載内容（概要）

判
定

理由

有効性評価図書・多様化設備が作動させる原子炉停止

多様化設備が作動させる原子炉停

サポート系が起因事象及びソフトウェ

4.3.5 多 様 化 設 備 に 関系統，工学的安全施設等は，そのサ止系統及び工学的安全施設等は，

ア CCF の影響を受けず利用可能であ連する条件（P.4-3）

ポート系（電源系，冷却系，空調系

起因事象及びソフトウェア CCF が発るかを確認している。

添付 4 多様化設備が作等）が利用可能であることを確認し，生した状態において，そのサポート

使用できない場合原子炉停止系統，

系が使用可能であることを確認し，そ工学的安全施設等は利用できないもの利用を前提として期待していることのとする。

を記載している。

動させる設備に対するサ〇ポート系の機能確保

29（2）操作条件
・運転員による手動操作をソフトウェア

事象に応じ，運転員による手動操作

解析上期待している運転員の手動操作 4.3.5 多 様 化 設 備 に 関

CCF 対策として期待することができを期待しているが，多様化設備の警の成立性は，有効性評価の知見が反映 連する条件（P.4-4）

る。ただし，有効性評価において運報等により事象の認知が可能であされた運転員操作手順書及び教育訓

添付 5 有効性評価で仮転員による手動操作を期待する場合

り，予め定める手順書に基づき手動練計画により裏付けられることを示して定する運転員対応操作には，原子炉制御室において運転員操作を行うことを記載している。

いる。

について

による事象の認知が可能であり，そまた，上記手動操作については，ハれに基づく操作手順書が整備され，ード対策完了までに整備される運転運転操作訓練が適切に行われること

員操作手順書及び教育訓練計画にによって，手動操作が適切に実施さ適切に反映することを記載している。

れることが前提となる。

〇

（判定記号）〇：整合有 －：該当なし

表 2 「4．有効性評価」に関する要件整合性確認表( 18/ 19 )ソフトウェア CCF 対策有効性評価図書の要件整合性

ATENA 技術要件書
要求内容

要件整合性
記載内容（概要）

判
定

理由

有効性評価図書・原子炉制御室での運転操作開始時間

事象に応じ，中央制御室での運転員

事象認知から移動や操作にかかる各4.3.5 多 様 化 設 備 に 関を現実的な想定としてもよい。その場による手動操作を期待しており，運操作の所要時間を計測し，根拠を明連する条件（P.4-4）合においては，運転員による事象の転員による事象の認知から運転操作

確にしたうえで成立性を確認してい添付 5 有効性評価で仮認知から運転操作開始までの時間を開始までの各所要時間を適切に設る。

定する運転員対応操作

適切に考慮し，その根拠を明確にす〇定している。

について

ること。

30
・原子炉制御室外における運転員によ

中央制御室以外での現場操作を想定

る現場操作を考慮してもよい。その場していない。

合においては，原子炉制御室における運転員による事象の認知から現場
操作場所までの移動時間，及び現場操作場所に到着してから操作開始ま
での時間は適切に考慮し，その根拠を明確にすること。

―――

（判定記号）〇：整合有 －：該当なし

表 2 「4．有効性評価」に関する要件整合性確認表( 19/ 19 )ソフトウェア CCF 対策有効性評価図書の要件整合性

ATENA 技術要件書

要件整合性
記載内容（概要）

要求内容

判
定

理由

有効性評価図書

4.4.6 解析に使用する計算プログラム及びモデル
有効性評価を行う場合は，運転時の異最適評価コード及び現実的な計算

最適評価コード及び現実的な計算モ

4.3 解析に当たって考慮

常な過渡変化又は設計基準事故の解モデルを使用している。また，有効性

デルを使用しており，詳細は引用したする事項（P.4-2）

析 で 用 いる 計 算 プ ロ グラ ム 及 び モデ

評価に用いた計算プログラム及びモ他の資料から確認できる。

4.4 解 析 に 使 用 す る 計

ル，又は最適評価コード及び現実的なデルについて詳述した他の資料を引計算モデルを使用すること。

用する形で記載している。

〇

算プログラム（P.4-4～4-6）
8. 参考文献（P.8-1）31

使用する 計算 プロ グラ ム 及 びモデ ル

有効性評価に用いた計算プログラム解析で用いた計算プログラム，モデル

4.4 解 析 に 使 用 す る 計

は，適用範囲について，妥当性確認及及びモデルについて，妥当性確認の妥当性確認及び検証を行ってお算プログラムび検証が行われたものであること。な

及び検証を行っている。

り，詳細は引用した他の資料から確認（P.4-4）

お，許認可での使用実績により，計算

各コード，解析モデルの妥当性を詳できる。

8. 参考文献（P.8-1）

プログラム及びモデルの確認が行われ述した他の資料を引用する形で示している場合には，妥当性確認及び検証ている。

は不要である。

〇

なお，有効性評価に TRAC 系コードを適用するために必要な妥当性確認及び検証の適切性について，事業者が確認又は判断したことを「添付 3TRAC 系コードの適格性評価」に記載している。

別表１ 多様化設備が有する自動作動機能一覧表
検
工学的安全施設等の起動信号の種類

出

器

及

び

作

動

条

件
工学的安全施設等

工学的安全
検 出 器 の

個

種

数

類

取

付

箇

所

施設等の起
動に要する

設

定

値

の起動信号を発信さ
せ な

い 条

備

考

件

信号の個数
代
替
制

原子炉

原子炉圧力*1

圧力高

検出器

系統名
3
設置床

－
原子炉建屋

2

棒

原子炉

挿

水位低

32

入

（L-2）

原子炉水位*2
検出器

4
設置床

－

T.M.S.L 4800mm

設，重大事故1165ｃｍ－原子炉建屋

各検出器は設計基準対象施T.M.S.L 4800mm

御系統名

7.48MPa 以下

2（原子炉圧力容器零レベル*3 より）以上

等対処設備と－共用

別表１ 多様化設備が有する自動作動機能一覧表
検
工学的安全施設等の起動信号の種類

出

器

及

び

作

動

条

件
工学的安全施設等

工学的安全
検 出 器 の

個

種

数

類

取

付

箇

所

施設等の起
動に要する

設

定

値

の起動信号を発信さ
せ な

い 条

備

考

件

信号の個数
代
替
冷
却
材

原子炉

原子炉圧力*1

圧力高

検出器

系統名
3

*4

(1)

再

原子炉
水位低

循

33

（L-3）

環

系統名
原子炉水位
検出器

3

ポ
プ
ト
リ

設置床

系統名

ン
・

設置床

原子炉
(2)*5

水位低
（L-2）

－
原子炉建屋

2

7.48MPa 以下－

T.M.S.L 4800mm－
原子炉建屋

1285ｃｍ2

T.M.S.L 4800mm（原子炉圧力容*3

器零レベル よ－計基準対象施り）以上

設，重大事故－等対処設備と共用

1165ｃｍ
原子炉水位
検出器

*2

4

設置床

原子炉建屋
T.M.S.L 4800mm

ップ*1： 同一検出器*2： 同一検出器*3：原子炉圧力容器零レベルは，蒸気乾燥器スカート下端より 1224cm 下。
*4：本信号により，原子炉冷却材再循環ポンプ 4 台を自動停止させる。
*5：本信号により，原子炉冷却材再循環ポンプ 6 台を自動停止させる。

各検出器は設2（原子炉圧力容器零レベル*3 より）以上－

別表２ 多様化設備が有する手動操作機能一覧表
操
の

作
種

器
類

手動スクラム

個数

取

付

箇

所

（ 設 置 床 ）備

考2

MSIV 区分Ⅰ～Ⅳ手動隔離

4

主蒸気内側/外側隔離弁（A)～（D)8CUW 吸込ライン内側隔離弁
操作スイッチ1

RCIC 蒸気ライン内側隔離弁
操作スイッチ1

HPCF ポンプ(C)操作スイッチ1

各操作器は設計基準対象施設，重大事故等対処設備と共用

コントロール建屋
T.M.S.L
17300mm（中央制御室）

各操作器は設計基準対象施設，重大事故等対処設備とは異なる

HPCF S/P 側吸込隔離弁(C)操作スイッチ1

HPCF 注入隔離弁(C)操作スイッチ1

HPCF 最小流量バイパス弁(C)操作スイッチ1

設備として設置34

別表３ 多様化設備が有する警報機能一覧表
警

報

の

種

類

個数

L-2
（ハード）

1

原子炉圧力高高（ハード）

1

ARI 作動
(ハード）

1

取
（

付
設

箇
置

所

床

コントロール建屋
T.M.S.L 17300mm（中央制御室）

35

）

備

考

設計基準対象施設，重大事故等対処設備とは異なる設備として，運転監視補助盤に設置する。

別表４ 多様化設備が有する指示機能一覧表
名

称

検
の

出
種

器
類

計

測

範

囲

*1

-3200～+3500mm
原子炉水位

36

ドライウェル圧力

数

1

差圧式水位
検出器
-8000～+3500mm*1

原子炉圧力

個

弾性圧力
検出器

弾性圧力
検出器

0～11MPa-15～30kPa

1

1

取

差圧式水位
検出器

差圧式流量
検出器

0～1000m 3/h*1：基準点は蒸気乾燥器スカート下端“（原子炉圧力容器零レベルより 1224cm）*2：基準点は復水貯蔵槽のノズル下端 。

1

考

－

設

置

床

原子炉建屋
T.M.S.L 4800mm

系

統

名

－

設

置

床

原子炉建屋
T.M.S.L -8200mm

系

統

名

－

設

置

床

原子炉建屋
T.M.S.L 4800mm

系

統

名

－

床

原子炉建屋
T.M.S.L 27000mm

故等対処設備と共名

復水補給水系

検出器～指示計は床

廃棄物処理建屋
T.M.S.L -6100mm

設，重大事故等対名

高圧炉心注水系 C

検出器は設計基準

床

原子炉建屋
T.M.S.L -8200mm

各検出器～指示計
は設計基準対象施設，重大事故等対処設備と共用

検出器は設計基準
対象施設，重大事

置

統用

設計基準対象施設

系
高圧炉心注水系
系統流量

備

名

1

1

所

統

設

0～+16ｍ*2

箇

系

系
復水貯蔵槽
水位

付

置

統

処設備と共用

対象施設，重大事設

置

故等対処設備と共
用

別表４ 多様化設備が有する指示機能一覧表
名称

主蒸気隔離弁の状態
CUW 吸込ライン
内側隔離弁の状態
RCIC 蒸気ライン
内側隔離弁の状態
HPCF ポンプ(C)
の状態

検
の

出
種

器
類

リミットスイッチ

計

測

範
開閉状態

囲

個

数
8

リミットスイッチ

開閉状態

1

リミットスイッチ

開閉状態

1

リミットスイッチ

動作状態

1

37

HPCF S/P 側吸込隔離弁(C) の状態

リミットスイッチ

開閉状態

1

HPCF 注入隔離弁(C) の状態

リミットスイッチ

開閉状態

1

HPCF 最小流量
バイパス弁(C)の状態

リミットスイッチ

開閉状態

1

取

付

箇

所

備

考

系

統

名

－

設

置

床

－

系

統

名

－

設

置

床

－

系

統

名

－

設

置

床

－

系

統

名

－

対象施設，重大事

設

置

床

－

故等対処設備と共

系

統

名

－

用

設

置

床

－

系

統

名

－

設

置

床

－

系

統

名

－

設

置

床

－

検出器は設計基準別表５ 多様化設備の自然現象，外部人為事象等に対する影響評価整理表
設置（変更）許可において想定される自然事象等（判定記号）〇：影響なし －：該当なし
各事象に対する多様化設備への影響評価（参考）設置許可での想定/対策の概要
結果

理由

浸水防止設備としては，タービン建屋海水熱交換器区域地
5 条（津波に下の補機取水槽上部床面に取水槽閉止板を設置し， タービ

よる損傷の

津波

防止）

ン建屋内の区画境界部及び他の建屋との境界部に水密扉，

多様化設備は当該事象の影響を受けない建屋内に〇設置している。

止水ハッチ，浸水防止ダクト（7 号炉）及び床ドレンライン浸水防止治具の設置並びに貫通部止水処置を実施する。
過去の気象条件を踏まえて，約 20m の防火帯幅を確保する
森林火災

こと等により安全施設が安全機能を損なうことのない設計とす

多様化設備は当該事象の影響を受けない建屋内に〇設置している。

る。

38

設計基準風速（40.1m/s，地上高 10m，10 分間平均）の風荷
風（台風）重に対し機械的強度を有することにより安全機能を損なわな

6 条（外部か

想定され

らの衝撃に

る自然現

い設計とする。

よる損傷の

象（地震

設計竜巻の最大風速 92m/s の竜巻が発生した場合におい

防止）

除く）

竜巻

ても，竜巻及びその随伴事象によって安全機能を損なわない

多様化設備は当該事象の影響を受けない建屋内に〇設置している。

多様化設備は当該事象の影響を受けない建屋内に〇設置している。

設計とする。
屋内設備について換気空調系により環境温度を維持し，屋
低温（凍結）

外設備については保温等の凍結防止対策を必要に応じて行うことにより，安全機能を損なわない設計とする。

多様化設備は当該事象の影響を受けない建屋内に〇設置している。

別表５ 多様化設備の自然現象，外部人為事象等に対する影響評価整理表
設置（変更）許可において想定される自然事象等（判定記号）〇：影響なし －：該当なし
各事象に対する多様化設備への影響評価（参考）設置許可での想定/対策の概要
結果
設計基準降水量（101.3mm/h）の降水による荷重に対し，排降水

水口による海域への排水等により安全機能を損なわない設

理由
多様化設備は当該事象の影響を受けない建屋内に〇設置している。

計とする。
設計基準積雪量（167cm）の積雪荷重に対し機械的強度を有6 条（外部からの衝撃に積雪すること，また，非常用換気空調系の給・排気口は，設計基準

よる損傷の積雪量より高所に設置することにより安全機能を損なわない防止）設計とする。

設置している。

原子炉建屋等への避雷針の設置，接地網の敷設による接地

想定され

39

る自然現

多様化設備は当該事象の影響を受けない建屋内に〇

落雷抵抗の低減等を行うとともに，安全保護系への雷サージ侵入

象（地震の抑制を図る回路設計を行うことにより安全機能を損なわな除く）

い設計とする。

多様化設備は当該事象の影響を受けない建屋内に〇斜面からの離隔距離を確保し地滑りのおそれがない位置に地滑り設置することにより安全機能を損なわない設計とする。

設置している。

多様化設備は当該事象の影響を受けない建屋内に〇設置している。

設定した降下火砕物の設計基準堆積量等に対し，以下の影響について，安全機能を損なわない設計とする。
火山・直接的影響（降下火砕物の堆積荷重，化学的影響（腐食），降下火砕物による閉塞等）
・間接的影響（長期間の外部電源の喪失等）

多様化設備は当該事象の影響を受けない建屋内に〇設置している。

別表５ 多様化設備の自然現象，外部人為事象等に対する影響評価整理表
設置（変更）許可において想定される自然事象等（判定記号）〇：影響なし －：該当なし
各事象に対する多様化設備への影響評価（参考）設置許可での想定/対策の概要
結果

理由

クラゲ等の発生に対して，クラゲ等を含む塵芥による原子炉
補機冷却海水系等への影響を防止するため，除塵装置及び6 条（外部か

想定され

らの衝撃に

る自然現

よる損傷の

象（地震

防止）

除く）

生物学的影
響（クラゲ
等）

海水ストレーナを設置し，必要に応じて塵芥を除去することにより，安全機能を損なわない設計とする。
小動物の侵入に対しては，屋内設備は建屋止水処置等によ

多様化設備は当該事象の影響を受けない建屋内に〇設置している。

り，屋外設備は端子箱貫通部の閉止処置を行うことにより，安
全機能を損なわない設計とする。

40

大きな爆発が発生するおそれがある施設としては，石油コン
ビナート等が想定される。石油コンビナート等とは，石油コン
ビナート等災害防止法で規制される特別防災区域内の特定事業所及びコンビナート等保安規則で規制される特定製造6 条（外部か
らの衝撃に
よる損傷の
防止）

多様化設備は当該事象の影響を受けない建屋内に事業所が想定されるが，いずれの施設についても柏崎刈羽
人為事象

爆発

原子力発電所から 10km 以遠であり，発電用原子炉施設に影響がないことを確認した。

〇

設置している。

別表５ 多様化設備の自然現象，外部人為事象等に対する影響評価整理表
設置（変更）許可において想定される自然事象等（判定記号）〇：影響なし －：該当なし
各事象に対する多様化設備への影響評価（参考）設置許可での想定/対策の概要
結果

理由（爆発）で示したとおり，発電所近隣の工場で爆発により影響があると考えられるものはないことから，敷地周辺の道路を運行中の燃料輸送車両の火災・爆発，発電所港湾内へ侵入し

6 条（外部か
らの衝撃に
よる損傷の

近隣工場等

てきた漂流船舶の火災・爆発，敷地内危険物タンクの火災にの火災・爆よる影響を評価した。

発

燃料輸送車両及び漂流船舶ともに，火災で原子炉建屋外壁

多様化設備は当該事象の影響を受けない建屋内に〇設置している。

面が許容温度（200℃）以下となる危険距離，爆発で人体に影人為事象

響がないとされる爆風圧（0.01MPa）以下となる危険限界距離41のいずれに対しても，十分な離隔距離があることを確認した。

防止）

航空機が発電用原子炉施設周辺で落下確率が 10-7 回／
炉・年以上になる地点へ落下することを想定し，発電用原子
航空機墜落
による火災

炉施設に対する火災の影響を評価した結果，6 号炉及び 7号炉の外壁面温度が許容温度（200℃）を下回ることを確認した。

多様化設備は当該事象の影響を受けない建屋内に〇設置している。

別表５ 多様化設備の自然現象，外部人為事象等に対する影響評価整理表
設置（変更）許可において想定される自然事象等（判定記号）〇：影響なし －：該当なし
各事象に対する多様化設備への影響評価（参考）設置許可での想定/対策の概要
結果

理由

有毒ガスの漏えいについては固定施設（石油コンビナート等）と可動施設（陸上輸送，海上輸送）からの流出が考えられる。
発電所周辺には周辺監視区域が設定されているため，発電用原子炉施設と近隣の施設や周辺道路との間には離隔距離6 条（外部かが確保されていることから，有毒ガスの漏えいを想定した場合らの衝撃にでも，中央制御室の居住性が損なわれることはない。また，敷

よる損傷の
防止）

人為事象

有毒ガス

地港湾の前面の海域を移動中の可動施設から有毒ガスの漏えいを想定した場合も同様に，離隔距離が確保されているた

42

め，中央制御室の居住性が損なわれることはない。
発電所敷地内に貯蔵している化学物質については，貯蔵設
備からの漏えいを想定した場合でも，非常用換気空調系等により中央制御室の居住性が損なわれることはない。

多様化設備は当該事象の影響を受けない建屋内に〇設置している。

別表５ 多様化設備の自然現象，外部人為事象等に対する影響評価整理表
設置（変更）許可において想定される自然事象等（判定記号）〇：影響なし －：該当なし
各事象に対する多様化設備への影響評価（参考）設置許可での想定/対策の概要
結果

理由

最も距離の近い航路でも柏崎刈羽原子力発電所より 30kmの離隔距離があり，航路を通行する船舶の衝突により，安全施設が安全機能を損なうことはない。
小型船舶が発電所近傍で漂流した場合でも，敷地前面の防多様化設備は当該事象の影響を受けない建屋内に波堤等に衝突して止まることから取水性に影響はない。また，
船舶の衝突

43

よる損傷の

〇

設置している。

も，深層から取水することにより，取水機能が損なわれるような

6 条（外部からの衝撃にカーテン・ウォール前面に小型船舶が到達した場合であって閉塞は生じない設計とする。
人為事象

また，船舶の座礁により重油流出事故が発生した場合は，オイルフェンスを設置する措置を講じる。

防止）

安全保護系は，電磁的障害による擾乱に対して，制御盤へ入線する電源受電部へのラインフィルタや絶縁回路の設置，多様化設備では当該事象の影響を受けない建屋内

外部からの信号入出力部へのラインフィルタや絶縁回路の設
電磁的障害

置，通信ラインにおける光ケーブルの適用等により，影響を受けない設計としている。したがって，電磁的障害により安全施設の安全機能を損なうことはない。

〇に設置している。

別表５ 多様化設備の自然現象，外部人為事象等に対する影響評価整理表
設置（変更）許可において想定される自然事象等（判定記号）〇：影響なし －：該当なし
各事象に対する多様化設備への影響評価（参考）設置許可での想定/対策の概要
結果

理由

タービンミサイルが貫通しない障壁を設ける設計とする。
・ポンプ，モータ，タービン（RCIC 系，給水系）などの異常に12 条（安全施設）

よりミサイルが発生する確率が 10-7/年以下であること。
タービン等の飛来物

・上記が不可能な場合には，安全上重要な系統，機器へのミサイル落下確率（破損に至らしめる確率）が 10-7/年以下であること。
・上記が不可能な場合には，離隔壁を追加すること。

〇

多様化設備は当該事象の影響を受けない建屋内に設置している。

44

Ⅱ．添 付 書 類

45

目

次

（１）添付資料添付１ 「３．多様化設備要件」における設計図書
添付１－１ 柏崎刈羽原子力発電所 6,7 号炉におけるデジタル安全保護回路のソフトウェア共通
要因故障対策設備について添付１－２ 【技術メモ】KK6 多様化設備の範囲及び要求事項について
添付１－３ 【技術検討書】デジタル安全保護回路のソフトウェアに起因する共通要因故障への対応方針について添付１－４ 【技術検討書】デジタル安全保護回路のソフトウェアに起因する共通要因故障（ソフトウェアＣＣＦ）対策について
添付１－５ インターロックブロック線図
添付１－５－１ 原子炉緊急停止系 IBD
添付１－５－２ 原子炉隔離制御系 IBD
添付１－５－３ 苛酷事故対策設備 IBD
添付１－５－４ 再循環ポンプトリップ系 後備原子炉停止系 IBD
添付１－５－５ 大型表示盤重要警報回路 IBD
添付１－６ 展開接続図
添付１－６－１ 原子炉緊急停止系及び主蒸気隔離系 ECWD
添付１－６－２ 原子炉冷却材浄化系 ECWD
添付１－６－３ 原子炉隔離時冷却系 ECWD
添付１－６－４ 高圧炉心注水系 ECWD
添付１－６－５ 原子炉冷却材再循環系 ECWD
添付１－６－６ 高圧代替注水系 ECWD
添付１－６－７ 安全保護系ディジタル化共通回路 ECWD
添付１－６－８ 格納容器計装及び不活性ガス系 ECWD
添付１－６－９ 原子炉系 計装 ECWD
添付１－６－10 原子炉系 故障表示回路 ECWD
添付１－６－11 直流電源分割 ECWD
添付１－６－12 交流電源分割 ECWD
添付１－７ 耐震計算書
添付１－７－１ 中央運転監視盤の耐震性についての計算書
添付１－７－２ 格納容器補助盤の耐震性についての計算書
添付１－７－３ AM 用操作盤の耐震性についての計算書
添付１－７－４ ATWS 緩和設備制御盤の耐震性についての計算書
添付１－７－５ 高圧代替注水系制御盤の耐震性についての計算書
添付１－７－６ 運転監視補助盤の耐震性についての計算書
添付１－８ 計器仕様表
添付１－８－１ 原子炉系 IDS
添付１－８－２ 高圧炉心注水系 IDS
添付２ 「４．有効性評価」における有効性評価図書
添付３ TRAC 系コードの適格性評価

（１）添付資料

添付１ 「３．多様化設備要件」における設計図書

添付１－１ 柏崎刈羽原子力発電所 6,7 号炉におけるデジタル安全保護回路のソフトウェア
共通要因故障対策設備について本資料は，機密に係る情報のため公開できません添付１－２ 【技術メモ】KK6 多様化設備の範囲及び要求事項について

本資料は，機密に係る情報のため公開できません添付１－３ 【技術検討書】デジタル安全保護回路のソフトウェアに起因する共通要因故障への対応方針について

本資料は，機密に係る情報のため公開できません添付１－４ 【技術検討書】デジタル安全保護回路のソフトウェアに起因する共通要因故障（ソフトウェアＣＣＦ）対策について

本資料は，機密に係る情報のため公開できません添付１－５ インターロックブロック線図

添付１－５－１ 原子炉緊急停止系 IBD

本資料は，機密に係る情報のため公開できません添付１－５－２ 原子炉隔離制御系 IBD

本資料は，機密に係る情報のため公開できません添付１－５－３ 苛酷事故対策設備 IBD

本資料は，機密に係る情報のため公開できません添付１－５－４ 再循環ポンプトリップ系 後備原子炉停止系 IBD

本資料は，機密に係る情報のため公開できません添付１－５－５ 大型表示盤重要警報回路 IBD

本資料は，機密に係る情報のため公開できません添付１－６ 展開接続図

添付１－６－１ 原子炉緊急停止系及び主蒸気隔離系 ECWD

本資料は，機密に係る情報のため公開できません添付１－６－２ 原子炉冷却材浄化系 ECWD

本資料は，機密に係る情報のため公開できません添付１－６－３ 原子炉隔離時冷却系 ECWD

本資料は，機密に係る情報のため公開できません添付１－６－４ 高圧炉心注水系 ECWD

本資料は，機密に係る情報のため公開できません添付１－６－５ 原子炉冷却材再循環系 ECWD

本資料は，機密に係る情報のため公開できません添付１－６－６ 高圧代替注水系 ECWD

本資料は，機密に係る情報のため公開できません添付１－６－７ 安全保護系ディジタル化共通回路 ECWD

本資料は，機密に係る情報のため公開できません添付１－６－８ 格納容器計装及び不活性ガス系 ECWD

本資料は，機密に係る情報のため公開できません添付１－６－９ 原子炉系 計装 ECWD

本資料は，機密に係る情報のため公開できません添付１－６－10 原子炉系 故障表示回路 ECWD

本資料は，機密に係る情報のため公開できません添付１－６－11 直流電源分割 ECWD

本資料は，機密に係る情報のため公開できません添付１－６－12 交流電源分割 ECWD

本資料は，機密に係る情報のため公開できません添付１－７ 耐震計算書

添付１－７－１ 中央運転監視盤の耐震性についての計算書

本資料は，機密に係る情報のため公開できません添付１－７－２ 格納容器補助盤の耐震性についての計算書

本資料は，機密に係る情報のため公開できません添付１－７－３ AM 用操作盤の耐震性についての計算書

本資料は，機密に係る情報のため公開できません添付１－７－４ ATWS 緩和設備制御盤の耐震性についての計算書

本資料は，機密に係る情報のため公開できません添付１－７－５ 高圧代替注水系制御盤の耐震性についての計算書

本資料は，機密に係る情報のため公開できません添付１－７－６ 運転監視補助盤の耐震性についての計算書

本資料は，機密に係る情報のため公開できません添付１－８ 計器仕様表

添付１－８－１ 原子炉系 IDS

本資料は，機密に係る情報のため公開できません添付１－８－２ 高圧炉心注水系 IDS

本資料は，機密に係る情報のため公開できません添付２ 「４．有効性評価」における有効性評価図書

TLR-100
HLR-129

沸騰水型原子力発電所
デジタル安全保護回路のソフトウェア共通要因故障影響緩和対策の有効性評価書２０２２ 年 10 月

東 芝 エネルギーシステムズ 株 式 会 社
日立 GE ニュークリア・エナジー 株式会社

目次

1.

はじめに

2.

ソフトウェア CCF とその対策について
2.1 ソフトウェア CCF について
2.1.1 ソフトウェア CCF 想定の範囲
2.1.2 ソフトウェア CCF 発生時の安全保護回路故障モード想定
2.2 ソフトウェア CCF 対策について
2.2.1 設置要求
2.2.2 機能要求
2.2.3 多様化設備の範囲

3.

有効性評価の目的

4.

評価方針
4.1 評価対象の整理
4.2 判断基準
4.3 解析に当たって考慮する事項
4.4 解析に使用する計算プログラム
4.5 解析条件

5.

運転時の異常な過渡変化＋ソフトウェア CCF の解析
5.1 炉心内の反応度又は出力分布の異常な変化
5.1.1 原子炉起動時における制御棒の異常な引き抜き
5.1.2 出力運転中の制御棒の異常な引き抜き
5.2 炉心内の熱発生又は熱除去の異常な変化
5.2.1 原子炉冷却材流量の部分喪失
5.2.2 外部電源喪失
5.2.3 給水加熱喪失
5.3.4 原子炉冷却材流量制御系の誤動作
5.3 原子炉冷却材圧力又は原子炉冷却材保有量の異常な変化
5.3.1 負荷の喪失
5.3.2 主蒸気隔離弁の誤閉止
5.3.3 給水制御系の故障
5.3.4 原子炉圧力制御系の故障
5.3.5 給水流量の全喪失

i

6.

設計基準事故＋ソフトウェア CCF の解析
6.1 原子炉冷却材の喪失又は炉心冷却状態の著しい変化
6.1.1 原子炉冷却材喪失
6.1.2 原子炉冷却材流量の喪失
6.2 反応度の異常な投入又は原子炉出力の急激な変化
6.2.1 制御棒落下
6.3 環境への放射性物質の異常な放出6.3.1 放射性気体廃棄物処理施設の破損
6.3.2 主蒸気管破断
6.3.3 燃料集合体の落下
6.3.4 原子炉冷却材喪失
6.3.5 制御棒落下
6.4 原子炉格納容器内圧力，雰囲気等の異常な変化
6.4.1 原子炉冷却材喪失
6.4.2 可燃性ガスの発生
6.4.3 動荷重の発生

7.

まとめ

8.

参考文献

添付 1 評価対象事象について
添付 2 代表プラント以外への適用性
添付 3 プラント設計の代表性及び燃料型式の影響
添付 4 多様化設備が作動させる設備に対するサポート系の機能確保
添付 5 有効性評価で仮定する運転員対応操作について
参考 1 LOCA＋ソフトウェア CCF における常用系設備の作動タイミングに関する感度解析
について

ii

1.

はじめに
デジタル安全保護回路のハードウェアは，4 区分の検出器，2 out of 4 回路，チャンネル

間の独立性確保，運転中の試験可能性，自己診断機能による計算機の異常検知等，ハードウ
ェアに対するランダム故障と共通要因故障に対してその安全機能に相応した十分に高い信頼性を確保してきている。
また，デジタル安全保護回路のソフトウェアについても，一度に一つのタスクのみ実行するシングルタスク処理を採用するとともに，実行中のタスクを中断する割り込み処理を行
わないシンプルなソフトウェア構造の適用，可視化言語の適用により第三者による検証を容易にすること等，設計上の取り組みに加え，品質保証活動・検証及び妥当性確認により，十分に高い信頼性を確保してきており，ソフトウェア CCF の発生は十分低く抑えられている。
しかしながら，特定できない不具合がソフトウェアに内在することを想定した場合に，ソフトウェア CCF が顕在化することにより，多重化されたデジタル安全保護回路が同時に故障し，安全保護機能が喪失するという可能性は否定できない。このようなソフトウェア CCF
リスクに対し，デジタル安全保護回路を設ける場合には，ソフトウェア CCF の影響を受けない代替機能を有する多様化設備を自主的に設置してきた。安全保護回路をデジタル化している ABWR では，自主設置している多様化設備に，運転員のソフトウェア CCF 発生の認知のため警報を追加することにより，運転時の異常な過渡変化又は設計基準事故とソフトウェ
ア CCF が重畳した場合でも適切に事象を緩和し，炉心損傷を防止することが可能になる。また，BWR5 では，核計装系の一部及び放射線モニタ等がデジタル化されているプラントがあるが，安全保護回路自体のデジタル化は当面計画されておらず，ソフトウェア CCF の影響は限定的である。
本資料は，自主的にデジタル安全保護回路のソフトウェア CCF 影響緩和対策を行うにあたり，対策設備である多様化設備の有効性評価の，評価条件及び評価結果について取りまとめたものである。

1 - 1

2.

ソフトウェア CCF とその対策について

2.1 ソフトウェア CCF について
2.1.1 ソフトウェア CCF 想定の範囲
ソフトウェア CCF を想定する設備の範囲は，デジタル計算機を適用した安全保護回路のうち設定値比較機能，論理演算機能とする。図 2.1-1 にソフトウェア CCF の発生を想定する範囲の例を示す。
安全保護回路のうちソフトウェア CCF を想定する範囲

検出器

設定値比較機能

論理演算機能リレー等
・原子炉緊急停止
・ポンプ動作・弁閉止 等図 2.1-1

2.1.2

安全保護回路のうちソフトウェア CCF を想定する範囲（例）

ソフトウェア CCF 発生時の安全保護回路故障モード想定

デジタル安全保護回路のソフトウェアに不具合が潜在しているところで，運転時の異常な過渡変化又は設計基準事故が発生しデジタル安全保護回路の自動作動が要求された時に，その不具合が顕在化しソフトウェア CCF が発生することにより，原子炉停止系統及び工学
的安全施設を自動起動する信号が出力されず，安全保護機能が喪失する状態を故障モードとして想定する。
なお，ソフトウェア CCF の発生により安全保護機能が喪失する場合においても，それ以前にデジタル安全保護回路の信号により起動，運転しているポンプ等の機器は，ソフトウェア
CCF の影響を受けないものとして機器の作動状態の変化は想定しない。
また，デジタル安全保護回路のソフトウェア CCF により誤作動信号が出力され，ソフトウ
ェア CCF による誤作動が起因事象となる場合は，工学的安全施設の機器の作動，原子炉緊急停止等のプラント状態の変化を伴うことにより，運転員等に認知され，適切に対処可能であ
る。

2 - 1

2.2 ソフトウェア CCF 対策について「1. はじめに」で述べた背景のもと，安全保護回路をデジタル化している ABWR では，多様化設備を自主的に設置してきた。さらに，参考文献[1]の発刊を受け，「運転時の異常な過渡変化」および「設計基準事故」の全事象に対してソフトウェア CCF が重畳する場合の影響を評価し，必要な影響緩和対策を抽出した。本有効性評価において期待する多様化設備を，
表 2.2-1 に示す。これらの多様化設備は，以下の基本要求を満足するように設計される。
2.2.1 設置要求
デジタル安全保護回路を設ける場合には，代替機能を有する多様化設備を設置する。
ただし，ソフトウェア CCF が発生するおそれがない場合，若しくは運転時の異常な過渡変化又は設計基準事故が発生し，かつ安全保護回路の一部がソフトウェアにより作動するものがある場合で，当該ソフトウェアが機能しない場合を想定しても，他の安全保護機能が作動することにより設計基準事故の判断基準を概ね満足することが有効性評価により確認できる場合には，多様化設備を設けないこととする。
2.2.2 機能要求
多様化設備は，運転時の異常な過渡変化又は設計基準事故が発生し，かつソフトウェア
CCF により安全機能が喪失した場合においても，設計基準事故の判断基準を概ね満足できる
よう，原子炉停止系統，工学的安全施設等を自動，又は手動で作動させることができるようにする。
さらに，原子炉停止系統，工学的安全施設等を手動により作動させる場合には，運転員が必要な時間内に操作を開始し，判断基準を概ね満足した状態で事象を収束させることができるよう，運転時の異常な過渡変化又は設計基準事故の発生時に安全保護機能動作の異常の発生を認知し，必要な操作の判断を行える機能を設ける。
2.2.3 多様化設備の範囲
多様化設備の範囲は，「2.2.2 機能要求」を達成するために必要となる，検出器，操作ス
イッチ，論理回路，指示計・警報等の計測制御設備とする。多様化設備の範囲を図 2.2-1 に示す。
この計測制御設備の構成要素は，参考文献[1]の「3.5 多様化設備への要求事項」を満足する限り，デジタル安全保護回路のソフトウェア CCF 影響緩和対策として設けた設備以外の設備（安全保護回路の検出器及び操作スイッチ，重大事故等対処設備等）も多様化設備として用いることができる。

2 - 2

表 2.2-1 本有効性評価において期待する多様化設備
基本
安全機能
止める

自動緩和機能手動緩和機能・原子炉スクラム

冷やす・代替制御棒挿入（ARI）
・原子炉再循環ポ
ンプトリップ－

閉じ込める－・主蒸気隔離弁閉止・主要な格納容器隔離
弁閉止

・高圧炉心注水系起動

指示機能

警報機能

・原子炉水位
・原子炉圧力・ドライウェル圧力・高圧炉心注水系起動状態
・高圧炉心注水系系統流量・主蒸気隔離弁の状態
・主要な隔離弁の状態

・ARI 作動・原子炉水位低・原子炉圧力高操作
スイッチ

検出器（多重化）

指示計
警報

論理回路
論理機能

デジタル
安全保護回路指示計
警報

自動作動回路（多重化）

原子炉停止系統，
工学的安全施設等

青点線は，多様化設備の範囲の例を示す

図 2.2-1 多様化設備の範囲

2 - 3

3.

有効性評価の目的
本資料における有効性評価（以下，CCF 有効性評価という）は，運転時の異常な過渡変化

又は設計基準事故とソフトウェア CCF が重畳する場合に，炉心の著しい損傷を防止する上で，安全保護回路の代替機能を有する設備である多様化設備が有効であることを確認するものであり，具体的には，4.2 節で述べる判断基準を概ね満足し，事象が収束することを解析等により確認することを目的とする。

3 - 1

4.

評価方針

4.1 評価対象の整理
安全保護回路を含む原子炉施設の安全設計の妥当性を確認するため，原子炉設置許可申請書では，「発電用軽水型原子炉施設の安全評価に関する審査指針」に基づき，運転時の異常な過渡変化及び設計基準事故の全事象について解析し評価を行っている。
多様化設備は，安全保護回路の代替機能を有する設備であることから，CCF 有効性評価においても，運転時の異常な過渡変化及び設計基準事故の全事象を対象とする。
評価に際しては，ソフトウェア CCF が同じ影響を与える事象は，グルーピングを行い，また，判断基準に照らし合わせて影響の程度が軽微である事象，グルーピングしたグループ内の代表事象に包絡されることが定性的に評価できる事象，及びデジタル安全保護回路の動作を期待しない事象は解析を省略する。
具体的な評価対象事象の選定については添付 1 に示す。
選定した評価対象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，多様化設備等が有効に機能することで適切に対処可能であることを評価する。評価にあたっては，以下に示す代表プラントを対象にソフトウェア CCF 対策の有効性を評価する。代表
プラント以外の型式のプラントに対する評価結果の適用性については添付 2 に，評価対象としたプラント設計の代表性及び燃料型式の影響については添付 3 に示す。
代表プラント：ABWR 9×9 燃料（A 型）ウラン炉心
なお，デジタル安全保護回路のソフトウェア CCF により誤作動信号が出力され，ソフトウ
ェア CCF による誤作動が起因事象となる場合は，工学的安全施設の機器の作動，原子炉緊急停止等のプラント状態の変化を伴うことにより，運転員等に認知され，適切に対処可能であり，以下のように誤作動の影響は設計基準事象とソフトウェア CCF が重畳する事象に包絡される。
・原子炉停止機能の誤作動は，スクラムが発生するだけであり，他の異常な過渡変化に包絡される。
・炉心冷却機能のうち，注水系の誤作動によるプラント挙動への外乱は小さい。自動減圧系の誤作動による影響は，主蒸気管破断に包絡される。
・閉じ込め機能のうち，原子炉系の隔離弁の誤閉止は，主蒸気隔離弁の誤閉止に包絡される。二次格納施設や原子炉制御室に係る空調の誤閉止や SGTS の誤起動は，原子炉の運転状態に直ちに悪影響はない。
・非常用電源の誤作動による原子炉への外乱はない。
4.2 判断基準
CCF 有効性評価では，運転時の異常な過渡変化又は設計基準事故とソフトウェア CCF が重4 - 1

畳するという設計基準を超える事象に対し，ソフトウェア CCF 影響緩和対策により，炉心損傷防止が可能になることを確認することから，運転時の異常な過渡変化及び設計基準事故のいずれに対しても，判断基準は設計基準事故において使用される判断基準（「実用発電用原子炉及びその附属施設の位置、構造及び設備の基準に関する規則」（以下，「設置許可基準
規則」という。）第十三条第一項第二号）を準用し，その判断基準を概ね満足することの確認を行う。
なお，設備の健全性が別途確認されている原子炉格納容器の限界圧力，温度等の条件，又は炉心の著しい損傷防止が達成できることを適切に確認できる他の判断基準を用いる場合
は，当該の評価で記載する。
4.3 解析に当たって考慮する事項
運転時の異常な過渡変化又は設計基準事故とソフトウェア CCF が重畳する事象は，設計基準を超える事象であり，これらのプラント応答を評価するにあたっては，安全設計の妥当性確認に用いる安全解析（運転時の異常な過渡変化又は設計基準事故）のような保守的評価
ではなく，最も確からしいプラント応答を評価する観点から，重大事故等対策の有効性評価（以下，SA 有効性評価という）のような最適評価を基本的な考え方とする。すなわち，プラント初期条件，機器の作動状態の想定等の最適評価条件の考慮及び想定する事象を現実的に予測できる最適評価コードの使用により，運転時の異常な過渡変化又は設計基準事故に対する評価を行うことである。
ただし，ソフトウェア CCF が重畳する場合においても，保守的評価によって解析した結果が余裕をもって判断基準を満足する場合には，最適評価を行わず，保守的評価を採用する。
4.3.1 解析にあたって考慮する範囲
CCF 有効性評価においては，事象発生前の状態として，通常運転範囲及び運転期間の全域を対象とする。すなわち，サイクル期間中の炉心燃焼変化，燃料交換等による長期的な変動
及び運転中に予想される運転状態を考慮する。
解析は，想定した事象が，判断基準を概ね満足しながら，多様化設備等の作動によって過渡状態が収束しプラント状態が整定するまでを基本とし，その後原子炉が支障なく安定状態へ移行できることが合理的に推定できる時点までとした。
4.3.2 解析で想定する現実的な条件等最適評価で想定する現実的な条件の例を以下に示す。
・事象発生前のプラント初期条件は，設計値等に基づく現実的な値を用いる。
・事象発生によって生じる外乱の程度，炉心状態（出力分布，反応度フィードバック等），
機器の容量等は，設計値等に基づく現実的な値を用いる。なお，作動設定点等については計装上の誤差は考慮しない。

4 - 2

・誤操作が起因事象となる評価では，運転手順に基づく現実的な操作条件を用いる。
4.3.3 安全系機能に対する仮定
ソフトウェア CCF 発生時のデジタル安全保護回路，原子炉停止系統及び工学的安全施設を含む安全設備の作動状態については，以下を仮定する。
・ソフトウェア CCF によりデジタル安全保護回路の機能が喪失し，原子炉停止系統及び工学的安全施設が自動作動しない。
・デジタル安全保護回路を経由しない，自動起動信号又は運転員が事象の発生を認知した場合の手動起動信号により，原子炉停止系統及び工学的安全施設は作動可能とする。
・自動起動信号又は運転員の手動操作による，最も確からしいプラント応答を評価するため，安全機能を有する機器の単一故障は想定しない。
・安全機能のサポート系（電源系，冷却系，空調系等）は，起因事象との従属性がなく，かつソフトウェア CCF の影響を受けない場合は，起因事象が発生する前の作動状態を維持する。
4.3.4 常用系機能に対する仮定
常用系設備の機能については，以下を仮定する。
・起因事象として外部電源の喪失を仮定する事象以外は，外部電源は利用可能とする。
・事象発生前から機能しており，かつ事象発生後も機能し続ける設備は，故障の仮定から除外する。
・常用系機能の喪失が起因となる事象が前提である場合は，当該事象を評価する際にはその機能を期待しない。
4.3.5 多様化設備に関連する条件
多様化設備に関連する条件を以下に示す。
（1）機器条件
・多様化設備がもつ緩和機能の有効性を確認する観点から，多重性を要求しない多様化設
備の単一故障は想定しない。
・多様化設備がもつ緩和機能の有効性を確認する観点から，多様化設備が代替作動させる
原子炉停止系統，工学的安全施設等の故障及び誤動作が起因となる事象は想定しない。
・ソフトウェア CCF によりデジタル安全保護回路は，機能喪失するものの，多様化設備が代替し，利用可能である原子炉停止系統，工学的安全施設等を作動させることができる
ものとする。ただし，想定する起因事象及びソフトウェア CCF が発生した状態において，原子炉停止系統，工学的安全施設等のサポート系（電源系，冷却系，空調系等）が使用できない場合には，原子炉停止系統，工学的安全施設等は利用できないものとする。
多様化設備が作動させる設備に対するサポート系の有効性を添付 4 に示す。

4 - 3

（2）操作条件
・事象に応じ，運転員による手動操作をソフトウェア CCF 対策として期待する。なお，
CCF 有効性評価において運転員に期待する手動操作については，運転操作手順書及び教育訓練計画に適切に反映する。
・事象に応じ，原子炉制御室での運転操作開始時間を現実的な想定とする。その場合においては，運転員による事象の認知から運転操作開始までの時間を適切に設定する。期待する操作及びその成立性を，添付 5 に示す。
・事象に応じ，原子炉制御室外における運転員による現場操作を考慮する。その場合においては，原子炉制御室における運転員による事象の認知から現場操作場所までの移動
時間，及び現場操作場所に到着してから操作開始までの時間は適切に設定する。なお，
今回のソフトウェア CCF 有効性評価では運転員による現場操作は考慮していない。
4.4 解析に使用する計算プログラム
解析に使用する計算プログラムを表 4-1 及び表 4-2 に示す。
（1）CCF 有効性評価で用いる計算プログラム及びモデルの詳細は，参考文献[2]及び[3]に記載している。
（2）使用する計算プログラム及びモデルの妥当性確認及び検証については，参考文献[2]及び[4]に記載している。
4.5 解析条件
解析に用いる主要な条件を表 4-3～表 4-8 に示す。

4 - 4

表 4-1 解析に使用する計算プログラム一覧表（運転時の異常な過渡変化＋ソフトウェア CCF）
解析項目

使用するプログラム

原子炉起動時における制御棒
TRAC 系コード [2],[3],[4]炉 心 内 の 反 応 度 又 の異常な引き抜き
は出力分布の異常な変化
出力運転中の制御棒の異常なTRAC 系コード [2],[3],[4]引き抜き
原子炉冷却材流量の部分喪失

外部電源喪失炉心内の熱発生又は熱除去の異常な変化
給水加熱喪失－－－原子炉冷却材流量制御系の誤
操作

－

負荷の喪失

－

主蒸気隔離弁の誤閉止
原子炉冷却材圧力又は原子炉冷却材
給水制御系の故障
保有量の異常な変化

TRAC 系コード [2],[3],[4]－原子炉圧力制御系の故障

TRAC 系コード [2],[3],[4]給水流量の全喪失

TRAC 系コード [2],[3],[4]4 - 5

表 4-2 解析に使用する計算プログラム一覧表（設計基準事故＋ソフトウェア CCF）
解析項目

原子炉冷却材の喪失

使用するプログラム

原子炉冷却材喪失

TRAC 系コード [2],[3],[4]原子炉冷却材流量の喪失

TRAC 系コード [2],[3],[4]又は炉心冷却状態の著しい変化

反応度の異常な投入
TRAC 系コード [2],[3],[4]又は原子炉出力の急 制御棒落下
激な変化
放射性気体廃棄物処理施設の破損

TRAC 系コード [2],[3],[4]主蒸気管破断環境への放射性物質－

原子炉冷却材喪失－

燃料集合体の落下

－

制御棒落下

－

原子炉冷却材喪失－

力、雰囲気等の異常 可燃性ガスの発生－の異常な放出原子炉格納容器内圧な変化
動荷重の発生－4 - 6

表 4-3 主要解析条件（共通）項目

CCF 有効性評価の解析条件

安全評価の解析条件（参考）

条件設定の考え方

原子炉熱出力3,926 MW
(100%)

4,005 MW
(102%)

定格原子炉熱出力として設定

原子炉圧力7.07 MPa[gage]

7.17 MPa[gage]

定格原子炉圧力として設定

原子炉水位

通常水位

同左

通常運転時の原子炉水位として設定

炉心入口流量47.0×103 t/h
(90%)

同左

定格出力での炉心流量幅（90%～120%）の
うち低流量側を設定*

タービン蒸気流量

7.64×103 t/h

7.82×103 t/h

原子炉給水温度

原子炉出力，炉心流量，
原子炉圧力により定まる値

217 ℃

定格タービン蒸気流量として設定
TRAC 系コードによる計算値* 運転時の異常な過渡変化＋ソフトウェア CCF：初期炉心流量は，今回評価対象としている主蒸気隔離弁の誤閉止，原子炉圧力制御系の故障，給水流量の全喪失，原子炉冷却材流量の喪失の事象の特徴（圧力上昇/流量低下）を踏まえて，低流量側の 90%としている。
原子炉冷却材喪失＋ソフトウェア CCF：燃料被覆管温度の最高値を厳しく評価するため，低流量側の 90％としている。

4 - 7

表 4-4 主要解析条件（運転時の異常な過渡変化（制御棒の誤引き抜きを除く）又は原子炉冷却材流量の喪失＋ソフトウェア CCF）
(a) 炉心・燃料条件
項目

CCF 有効性評価の解析条件

安全評価の解析条件（参考）

条件設定の考え方
サイクル期間中から代表点を適用＊2。

9×9 燃料（A 型）平衡炉心サイクル初期（原子炉冷却材流量の喪失）
サイクル末期（他 3 事象*1）

同左

ボイド反応度係数

炉心 as is

サイクル初期×0.9 倍，又はサイクル末期×1.25 倍*1

最適評価コードを用いた，より実現象に即したモデルの採用

ドップラ反応度係数

炉心 as is

サイクル初期×1.1 倍，又はサイクル末期×0.9 倍*1

最適評価コードを用いた，より実現象に即したモデルの採用

ギャップ熱伝達係数

約 7,380 W/（m2・K）（平均出力バンドル）
約 10,800 W/（m2・K）（高出力バンドル）

同左

出力分布

炉心 as is

設計軸方向出力分布（下方ピーク)初期 MCPR1.22

初期 MLHGR

44.0 kW/m

炉心・燃料(炉心状態)

崩壊熱

許認可適用値

同左（原子炉冷却材流量の喪失は1.19）
同左（原子炉冷却材流量の喪失は44.0×1.02）

ANSI/ANS5.1-1979（燃焼度 33 GWd/t）

GE（平均）＋3σ

最適評価コードを用いた，より実現象に即したモデルの採用
運転制限値として設定
運転制限値として設定
サイクル末期の燃焼度のばらつきを考慮し，10％の保守性を考慮して設定*1 事象の特性に応じて評価が厳しくなるように設定*2 サイクル期間中から，事象の特徴（圧力上昇/流量低下）を踏まえて代表点を選定している。燃焼度でボイド反応度係数とドップラ反応度係数が異なるが，ボイド率変化に伴う投入反応度の方が燃料温度変化に伴う投入反応度よりも大きいため，基本的にボイド反応度係数の絶対値の大小から代表点を選定している。

4 - 8

(b) 主蒸気系条件［1/2］
項目

CCF 有効性評価の解析条件

安全評価の解析条件（参考）

条件設定の考え方
許認可適用特性3 秒で閉止(主蒸気隔離弁の誤閉止
ケースのみ)
100

弁
実

主蒸気隔離弁
閉止特性

効

同左

流
路
⾯

50

積
(%)

0
0

1

2
時 間

3

4

(s)

主蒸気止め弁閉止特性

0.1 秒で閉止

同左

許認可適用特性

蒸気加減弁
閉止特性

0.075 秒で閉止

同左

許認可適用特性・タービントリップにより作動
・部分開（原子炉圧力制御系の故障ケースのみ）

同左

許認可適用特性

タービンバイパス弁
(TBV)

4 - 9

(b) 主蒸気系条件［2/2］
項目

CCF 有効性評価の解析条件

安全評価の解析条件（参考）タービンバイパス
流量

33％

同左

許認可適用特性

タービントリップ
設定点

原子炉水位高（レベル 8）

同左

許認可適用特性

圧力制御装置最大出
力信号

115％

117％

仕様値

逃がし安全弁

逃がし弁機能7.51 MPa[gage]×1 個(363 t/h)
7.58 MPa[gage]×1 個(367 t/h)
7.65 MPa[gage]×4 個(370 t/h)
7.72 MPa[gage]×4 個(373 t/h)
7.79 MPa[gage]×4 個(377 t/h)
7.86 MPa[gage]×4 個(380 t/h)

逃がし弁機能7.66 MPa[gage]×1 個(371 t/h)
7.73 MPa[gage]×1 個(374 t/h)
7.80 MPa[gage]×4 個(378 t/h)
7.87 MPa[gage]×4 個(381 t/h)
7.94 MPa[gage]×4 個(385 t/h)
8.01 MPa[gage]×4 個(388 t/h)（原子炉冷却材流量の喪失は安全弁
機能を仮定）

4 - 10

条件設定の考え方

現実的な値として逃がし安全弁の逃し
弁機能の設計値を設定

(c) 設備作動条件［1/2］
項目

CCF 有効性評価の解析条件

安全評価の解析条件（参考）

条件設定の考え方

動作を想定しない

各スクラム信号ソフトウェア CCF の影響により期待しな

60%挿入：1.71 秒

い

制御棒挿入
作動条件
挿入速度

100%挿入：3.70 秒
スクラム曲線

設計スクラム曲線

代替制御棒挿入作動条件
全挿入完了時間

原子炉圧力高(7.48 MPa[gage]) 又は動作を想定しない

原子炉水位低(レベル 2)（制御棒挿入の条件のため）起動条件成立から 25 秒

代替制御棒挿入機能の設計値として設定
25 秒以内の仕様値に対して保守的に最も遅い 25 秒に設定

給水喪失時の給水流

5 秒で 0

同左

SA 有効性評価・従来過渡と同様の設定

電動機駆動

T/D 停止後

同左

T/D 給水ポンプトリップ後，M/D 給水ポン

給水ポンプ

M/D バックアップ

量時間変化

プが自動起動するものとする。給水は継続する方が原子炉出力が高めに推移するため，解析条件としては厳しい設定となる。

4 - 11

(c) 設備作動条件［2/2］
項目

CCF 有効性評価の解析条件

安全評価の解析条件（参考）

条件設定の考え方

手動起動

D/W 圧力高又はソフトウェア CCF のため自動起動しない

HPCF
起動条件

原子炉水位低(レベル 1.5)
注入流量

再循環ポンプ・トリップ
再循環ポンプ
慣性定数182～727 m3/h

同左

原子炉圧力高(7.48 MPa[gage]) 又は原子炉水位低(レベル 3):4 台
原子炉水位低(レベル 2):6 台
0.7 秒

ものと仮定
HPCF の安全要求値として設定

原子炉水位低(レベル 3):4 台

代替再循環ポンプ・トリップ機能の設計

原子炉水位低(レベル 2):6 台

値として設定同左（原子炉冷却材流量の喪失：0.62 秒）

設計値

再循環流量制御系
運転モード

自動

同左

4 - 12設計仕様

表 4-5 主要解析条件（原子炉冷却材喪失＋ソフトウェア CCF）［1/2］
項目

事故条件

ソフトウェア CCF 有効性評価の解析条件

安全評価の解析条件（参考）

条件設定の考え方

安全評価審査指針の要求に基づき，原子炉
冷却材圧力バウンダリを構成する配管の破原子炉の出力運転中に給水配管，主蒸気
原子炉の出力運転中に高圧炉心注水系配損を想定することとし，
ソフトウェア CCF の配管，又は RHR 出口配管が瞬時に両端破管が瞬時に両端破断する
影響を踏まえ燃料被覆管最高温度評価の観断する点から最も厳しい破断箇所を選定

炉心・燃料

9×9（A 型）平衡サイクル末期炉心（出力分布（ノミナル））

9×9 燃料（A 型）

初期 MCPR

1.22

1.19

運転制限値として設定

初期 MLHGR

44.0 kW/m

44.0 kW/m×1.02

運転制限値として設定

ANSI/ANS-5.1-1979（燃焼度 33 GWd/t）

GE（平均）＋3σ

サイクル末期の燃焼度のばらつきを考慮
し，10％の保守性を考慮して設定

崩壊熱

単一故障

仮定しない

外部電源

健全

サイクル期間中から代表点を適用＊

・安全保護系（炉心流量急減スクラム）の現実的条件として，多様化設備の単一故障
単一故障
・健全側の高圧炉心注水系に給電する非 は想定しない
常用ディーゼル発電機の故障
事故発生と同時に喪失

現実的条件として，事象発生前から機能しており，事象発生後も機能すると仮定＊ 制御棒が全引き抜きとなり，出力分布が上方ピークとなる平衡サイクル末期炉心を設定。LOCA＋ソフトウェア CCF 事象では水位低下により燃料が露出し，燃料被覆管温度が上昇するため，上方ピークの軸方向出力分布の方が燃料被覆管最高温度が高くなる傾向にある。

4 - 13

表 4-5 主要解析条件（原子炉冷却材喪失＋ソフトウェア CCF）［2/2］項目

ソフトウェア CCF 有効性評価の解析条件

安全評価の解析条件（参考）

条件設定の考え方

原子炉スクラム機能
作動条件

動作を想定しない

炉心流量急減ソフトウェア CCF の影響により期待しない－

60％挿入：1.71 秒
100％挿入：3.70 秒

代替制御棒挿入機能
作動条件
全挿入完了時間

原子炉水位低（レベル 2）
起動条件成立から 25 秒作動を想定しない－

代替制御棒挿入機能の設計値として設定
25 秒以内の仕様値に対して保守的に最も遅い 25 秒に設定

再循環ポンプ・トリッ
プ機能

原子炉水位低（レベル 3）：4 台
原子炉水位低（レベル 2）：6 台

外部電源喪失による全台トリップ

代替再循環ポンプ・トリップ機能の設計値
として設定

挿入速度

逃がし安全弁ECCS 起動信号

HPCF 注水流量

給復水系

逃し弁機能
7.51MPa[gage]×1 個
7.58MPa[gage]×1 個
7.65MPa[gage]×4 個
7.72MPa[gage]×4 個
7.79MPa[gage]×4 個
7.86MPa[gage]×4 個

安全弁機能
8.07MPa[gage]×2 個
8.14MPa[gage]×4 個
8.21MPa[gage]×4 個
8.28MPa[gage]×4 個
8.35MPa[gage]×4 個

RCIC：水位低レベル 1.5
ソフトウェア CCF による ECCS 起動失敗を
HPCF：水位低レベル 1.5
仮定。ただし，多様化設備による HPCF のLPFL：水位低レベル 1
手動起動に期待する。
ADS：水位低レベル 1 and D/W 圧力高
182～727 m3/h

同左

給水配管破断：配管破断による全給水
流量喪失
給水配管破断以外：給復水系による注水継続

外部電源喪失による全給水流量喪失

4 - 14

逃がし安全弁の逃し弁機能の設計値として設定

ソフトウェア CCF の影響により ECCS の自動起動を期待しない

HPCF の安全要求値として設定

常用系が正常に作動することを仮定表 4-6 主要解析条件（原子炉起動時における制御棒の異常な引き抜き＋ソフトウェア CCF）［1/2］項目

ソフトウェア CCF 有効性評価の解析条件

安全評価の解析条件（参考）

原子炉の起動時の臨界近接時に運転操作を誤り，制御棒を連続引き抜きする

同左

原子炉熱出力定格出力の 10-8

同左

原子炉圧力

0.0 MPa[gage]

同左

冷却材温度

50℃

20℃

現実的条件として，実炉心で想定される運
転条件を想定炉心流量

定格炉心流量の 40％

定格炉心流量の 20％

ボイド反応度フィードバックの観点から保守的な高流量を設定

炉心・燃料

9×9 燃料（A 型）平衡炉心

同左

ドップラ反応度

炉心 as is同左

ボイド反応度炉心 as is

考慮しない

最適評価コードを用いた，より実現象に即したモデルの採用

減速材温度反応度

炉心 as is

考慮しない

最適評価コードを用いた，より実現象に即したモデルの採用

燃料エンタルピ

初期燃料温度に対応するコード内部で計算された値

8kJ/kg

事故条件

4 - 15

条件設定の考え方

サイクル初期及びサイクル末期を選定

表 4-6 主要解析条件（原子炉起動時における制御棒の異常な引き抜き＋ソフトウェア CCF）［2/2］項目

ソフトウェア CCF 有効性評価の解析条件

安全評価の解析条件（参考）

条件設定の考え方
保安規定に基づき作成された制御棒引抜操
作手順を考慮し，複数人の運転員の監視等
によって異常を認知できることから，
0.010Δk まで引き抜かれる間に運転員が異常引き抜きに気づき，連続引き抜きを中断する想定

引抜制御棒価値

0.010Δk

0.035Δk

制御棒引抜速度33mm/s

同左

0.010Δk まで引き抜かれる間に運転員が連続引き抜きを中断する想定

スクラムと同時に制御棒の引き抜きが阻止される

スクラム失敗を仮定

原子炉周期短（SRNM）

制御棒引抜阻止条件
原子炉スクラム信号

逃がし安全弁

主蒸気隔離弁逃し弁機能
7.51MPa[gage]×1 個
7.58MPa[gage]×1 個
7.65MPa[gage]×4 個
7.72MPa[gage]×4 個
7.79MPa[gage]×4 個
7.86MPa[gage]×4 個

逃し弁機能
7.66MPa[gage]×1 個
7.73MPa[gage]×1 個
7.80MPa[gage]×4 個
7.87MPa[gage]×4 個
7.94MPa[gage]×4 個
8.01MPa[gage]×4 個

閉

同左

4 - 16

逃がし安全弁の逃し弁機能の設計値として設定

表 4-7 主要解析条件（出力運転中の制御棒の異常な引き抜き＋ソフトウェア CCF）［1/2］項目

ソフトウェア CCF 有効性評価の解析条件

安全評価の解析条件（参考）

出力運転中の制御棒引き抜き操作を誤り，制御棒を連続引き抜きする

同左

炉心入口流量47.0×103 t/h（90%）

58.0×103 t/h（111％）

炉心・燃料

9×9 燃料（A 型）平衡炉心

同左

ドップラ反応度

炉心 as is同左

ボイド反応度炉心 as is同左

初期 MCPR

1.22

同左

運転制限値として設定

初期 MLHGR

44.0 kW/m

同左

運転制限値として設定

原子炉出力，炉心流量，
原子炉圧力により定まる値

同左

33%

－

原子炉圧力高(7.48 MPa[gage])
起動条件成立から 25 秒作動を想定しない

事故条件

原子炉給水温度
タービンバイパス流量
代替制御棒挿入機能
作動条件
全挿入完了時間

4 - 17

条件設定の考え方

燃料被覆管温度の最高値を厳しく評価する
ため，低流量側の 90％を設定
サイクル初期及びサイクル中期を選定

設計値

代替制御棒挿入機能の設計値として設定
25 秒以内の仕様値に対して保守的に最も遅い 25 秒に設定

表 4-7 主要解析条件（出力運転中の制御棒の異常な引き抜き＋ソフトウェア CCF）［2/2］項目

ソフトウェア CCF 有効性評価の解析条件

安全評価の解析条件（参考）

再循環ポンプ・トリッ
プ機能

原子炉水位低（レベル 3）：4 台
原子炉水位低（レベル 2）：6 台－

再循環ポンプ
慣性定数

約 0.7 秒－

逃がし安全弁逃し弁機能
7.51MPa[gage]×1 個
7.58MPa[gage]×1 個
7.65MPa[gage]×4 個
7.72MPa[gage]×4 個
7.79MPa[gage]×4 個
7.86MPa[gage]×4 個

－

手動モード

－

ANSI/ANS-5.1-1979－

定格出力運転時に挿入されている制御棒
パターンからの引き抜き

熱的制限値の状態になっている燃料が引抜制御棒の近傍に来るように設定

制御棒引抜阻止信号

ロッドブロック失敗を仮定

定格出力の 105％又は 108%

解析で仮定する状態

過渡計算

定常計算（表面熱流束は中性子束に対し時間遅れなし）再循環流量制御系
運転モード
崩壊熱

制御棒パターン

条件設定の考え方

逃がし安全弁の逃し弁機能の設計値として設定

4 - 18

現実的条件として，実炉心で想定される制
御棒パターンを想定

表 4-8 主要解析条件（制御棒落下＋ソフトウェア CCF）［1/2］項目

ソフトウェア CCF 有効性評価の解析条件

安全評価の解析条件（参考）

臨界又は臨界近傍にあるときに，制御棒
駆動軸から分離して炉心内にとどまっていた制御棒及びこれと結合した中空ピス
トンが落下

同左

原子炉熱出力定格出力の 10-8

同左

原子炉圧力

0.0 MPa[gage]

同左

冷却材温度

50℃

20℃

現実的条件として，実炉心で想定される運
転条件を想定炉心流量

定格炉心流量の 40％

定格炉心流量の 20％

ボイド反応度フィードバックの観点から保守的な高流量を設定

炉心・燃料

9×9 燃料（A 型）平衡炉心

同左

ドップラ反応度

炉心 as is同左

ボイド反応度炉心 as is

考慮しない

最適評価コードを用いた，より実現象に即したモデルの採用

減速材温度反応度

炉心 as is

考慮しない

最適評価コードを用いた，より実現象に即したモデルの採用

燃料エンタルピ

初期燃料温度に対応するコード内部で計算された値

8kJ/kg

事故条件

4 - 19

条件設定の考え方

サイクル初期及びサイクル末期を選定

表 4-8 主要解析条件（制御棒落下＋ソフトウェア CCF）［2/2］項目

ソフトウェア CCF 有効性評価の解析条件

安全評価の解析条件（参考）

条件設定の考え方

落下制御棒価値

0.010Δk

0.013Δk

制御棒価値ミニマイザの制御棒価値制限値
を設定

制御棒落下速度0.95m/s

0.7m/s保守的に BWR5 の制御棒落下速度を設定

原子炉スクラム信号

スクラム失敗を仮定

中性子束高（APRM）

逃がし安全弁

主蒸気隔離弁逃し弁機能
7.51MPa[gage]×1 個
7.58MPa[gage]×1 個
7.65MPa[gage]×4 個
7.72MPa[gage]×4 個
7.79MPa[gage]×4 個
7.86MPa[gage]×4 個

安全弁機能
8.07MPa[gage]×2 個
8.14MPa[gage]×4 個
8.21MPa[gage]×4 個
8.28MPa[gage]×4 個
8.35MPa[gage]×4 個

閉

同左

4 - 20

逃がし安全弁の逃し弁機能の設計値として設定

5.

運転時の異常な過渡変化＋ソフトウェア CCF の解析

5.1 炉心内の反応度又は出力分布の異常な変化
5.1.1 原子炉起動時における制御棒の異常な引き抜き
表 5.1.1-1 に解析結果，表 5.1.1-2 に主要事象のクロノロジー，図 5.1.1-1，図 5.1.1-2に主要パラメータの時間変化を示す。
運転員による制御棒の連続引き抜き（ギャング引き抜き）により，中性子束は急激に増加する。本来であれば SRNM ペリオド短による原子炉スクラムにより事象は整定するが，ソフ
トウェア CCF によりスクラムが失敗することを仮定している。運転員は連続引き抜き中に異常に気付き，速やかに制御棒の手動挿入に移ることが期待できる。
結果として，燃料エンタルピは約 32 秒後に 717[kJ/kg]まで増加するものの，燃焼及びガ
ドリニア添加に伴う融点低下分を保守的に考慮した判断基準（837kJ/kg）を満足することが分かる。
表 5.1.1-1 原子炉起動時における制御棒の異常な引き抜き＋CCF の判断基準パラメータの解析結果
項目
燃料エンタルピ最大値[kJ/kg]／[cal/g]
破損割合(%)
原子炉冷却材バウンダリ圧力（MPa[gage]）

解析結果

判断基準

約 717/171

963／230※

約2

10.34

約 0.15(最高使用圧力の 1.2 倍)※燃焼（75GWd/t）に伴う融点低下分に相当するエンタルピ約 105kJ/kg（25cal/g）及びガドリニア添加（10wt%）に伴う融点低下分に相当するエンタルピ約 21kJ/kg（5cal/g）
を対象燃料棒に応じて考慮が必要である。保守的に両者を考慮した場合，837kJ/kg（200cal/g）となる。
表 5.1.1-2 原子炉起動時における制御棒の異常な引き抜き＋CCF の
主要事象のクロノロジ―
解析結果
0秒

主要事象
制御棒引き抜き開始

約 18 秒

制御棒連続引き抜き中断

約 30 秒

制御棒挿入開始

約 32 秒

燃料エンタルピ最大値到達

約 40 秒（解析終了）

5 - 1

5

炉心平均出力(定格に対する比)ケース２（EOC COLD, 50℃, HBB炉心）
4

3

2

1

0
0

10

20

30

40

事故後の時間(s)図 5.1.1-1 中性子束の時間変化（原子炉起動時における制御棒の異常な引き抜き＋CCF）

燃料エンタルピ(kJ/kg)

ケース２（EOC COLD, 50℃, HBB炉心）
1000

500

0
0

10

20

30

40

事故後の時間(s)図 5.1.1-2 燃料エンタルピの時間変化（原子炉起動時における制御棒の異常な引き抜き＋CCF）

5 - 25.1.2 出力運転中の制御棒の異常な引き抜き
表 5.1.2-1 に解析結果，表 5.1.2-2 に主要事象のクロノロジー，図 5.1.2-1～図 5.1.2-4に主要パラメータの時間変化を示す。
出力運転中の制御棒の連続引き抜き（ギャング引き抜き）により，出力は徐々に増加する。
本来であれば制御棒引抜監視装置により制御棒引き抜きが阻止されるが，ソフトウェア CCF
により制御棒引抜阻止が失敗することを仮定している。このため，制御棒の引き抜きは継続
し出力は増加し続けるが，原子炉圧力高による再循環ポンプトリップ及び代替制御棒挿入
により事象は整定する。
結果として，
燃料被覆管温度は約 55 秒後に 894℃まで増加するものの，判断基準（1200℃）を満足することが分かる。また，燃料被覆管の酸化量は 1%以下であり，判断基準 15%以下となる。

表 5.1.2-1 出力運転中の制御棒の異常な引き抜き＋CCF の判断基準パラメータの解析結果
項目
燃料被覆管温度
（℃）
原子炉圧力

解析結果

判断基準

約 894

1200℃
10.34

約 7.52（MPa[gage]）(最高使用圧力の 1.2 倍)

表 5.1.2-2 出力運転中の制御棒の異常な引き抜き＋CCF の主要事象のクロノロジ―
解析結果
0秒

主要事象
制御棒引き抜き開始

約 27 秒RPS によるスクラム失敗（原子炉圧力高）

約 33 秒

多様化設備の ATWS-RPT(原子炉圧力高)による 4 台 RPT
多様化設備の ARI(原子炉圧力高)による制御棒挿入機能作動

約 55 秒

燃料被覆管温度最大値到達

約 58 秒

制御棒挿入完了

約 80 秒（解析終了）

5 - 3

140

中性⼦束(%)

120
中性⼦束

100
80
60
40
20
0
0

20

40

事故後の時間(s)6080

図 5.1.2-1 中性子束の時間変化（出力運転中の制御棒の異常な引き抜き＋CCF）
160

炉⼼流量(%)

140
120
100
80
60
炉⼼流量

40
20
0
0

20

40

事故後の時間(s)6080

図 5.1.2-2 炉心流量の時間変化（出力運転中の制御棒の異常な引き抜き＋CCF）

原⼦炉圧⼒(MPa[gage])

8.0
7.0
6.0
5.0
4.0
3.0
原⼦炉圧⼒

2.0
1.0
0.0
0

20

40

事故後の時間(s)6080

図 5.1.2-3 原子炉圧力の時間変化（出力運転中の制御棒の異常な引き抜き＋CCF）

5 - 4

燃料被覆管温度(℃)

2000
PCT

1600
1200
800
400
0
0

20

40

事故後の時間(s)6080

図 5.1.2-4 燃料被覆管温度の時間変化（出力運転中の制御棒の異常な引き抜き＋CCF）

5 - 55.2 炉心内の熱発生又は熱除去の異常な変化
5.2.1 原子炉冷却材流量の部分喪失
原子炉冷却材流量の部分喪失は，炉心流量低下によるボイドの増加によって原子炉水位は上昇するものの原子炉水位高（レベル 8）には到達せず，タービントリップしないため，
スクラム条件に至らず整定する事象であり，ソフトウェア CCF によるスクラム失敗の有無に影響されない。
5.2.2 外部電源喪失
外部電源喪失は，蒸気加減弁急閉により再循環ポンプトリップする事象である。原子炉圧力高信号により再循環ポンプトリップする主蒸気隔離弁の誤閉止に比べて，再循環ポンプ
トリップのタイミングが早いためボイド発生により出力が抑制されることから，ソフトウ
ェア CCF を想定した場合のスクラム遅れの影響は主蒸気隔離弁の誤閉止に包絡される。
5.2.3 給水加熱喪失
給水加熱喪失は，炉心入口サブクーリングの増加によるボイドの減少により中性子束は上昇するが，原子炉水位はレベル 1.5 まで低下することはないため MSIV 閉条件に至らず，
原子炉圧力の上昇は緩やかなため ARI も作動しない事象である。ソフトウェア CCF を想定した場合のスクラム遅れの影響は主蒸気隔離弁の誤閉止に包絡される。
5.2.4 原子炉冷却材流量制御系の誤動作
原子炉冷却材流量制御系の誤動作は，炉心流量増加によるボイドの減少によって中性子束は増加するが，原子炉水位はレベル 1.5 まで低下することはないため MSIV 閉条件に至らず，原子炉圧力の上昇は緩やかなため ARI も作動しない事象である。ソフトウェア CCF を想定した場合のスクラム遅れの影響は主蒸気隔離弁の誤閉止に包絡される。
5.3 原子炉冷却材圧力又は原子炉冷却材保有量の異常な変化
5.3.1 負荷の喪失
負荷の喪失は，蒸気加減弁急閉により再循環ポンプトリップする事象である。原子炉圧力高信号により再循環ポンプトリップする主蒸気隔離弁の誤閉止に比べて，再循環ポンプト
リップのタイミングが早いためボイド発生により出力が抑制されることから，ソフトウェ
ア CCF を想定した場合のスクラム遅れの影響は主蒸気隔離弁の誤閉止に包絡される。

5 - 6

5.3.2 主蒸気隔離弁の誤閉止
表 5.3.2-1 に解析結果，表 5.3.2-2 に主要事象のクロノロジー，図 5.3.2-1～5.3.2-7に主要パラメータの時間変化を示す。
主蒸気隔離弁（MSIV）誤閉止の発生後，主蒸気隔離弁閉信号が発生するが，RPS による
原子炉スクラムに失敗する。約 2 秒後に原子炉圧力高信号で代替再循環ポンプトリップ（再循環ポンプ 4 台トリップ）および代替制御棒挿入機能（ARI）が作動する。
MSIV 閉止により原子炉圧力が上昇し中性子束が急上昇するため，沸騰遷移が生じて燃料被覆管温度は上昇する。その後，代替再循環ポンプトリップにより原子炉出力が減少する
ため燃料被覆管表面はリウェットし，燃料被覆管温度は約 715 ℃に抑えられる。また燃料
被覆管の酸化量は酸化反応が著しくなる前であり，判断基準 15%以下となる。原子炉圧力は代替再循環ポンプトリップと逃がし安全弁の作動により約 8.42 MPa[gage]以下に抑えられる。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（高々約 0.3 MPa）を考慮しても，判断基準を十分下回る。事象開始後約 27 秒までに ARI による全制御棒挿入は完了して原子炉出力が低下し事象は収束する。

5 - 7

表 5.3.2-1 主蒸気隔離弁の誤閉止＋CCF の判断基準パラメータの解析結果
項目

解析結果

燃料被覆管温度（℃）

約 715[16/24]

中性子束（%）

約 293

原子炉圧力（MPa[gage]）

約 8.42

S/P 水温（℃）
*

判断基準
＊

1200
10.34
(最高使用圧力の 1.2 倍)

約 43

104

（解析終了時点）(最高使用温度)[ ]内の数値は，燃料棒軸方向 24 ノード中の位置を示す。

表 5.3.2-2 主蒸気隔離弁の誤閉止＋CCF の主要事象のクロノロジー
解析結果
0秒

主要事象
主蒸気隔離弁誤閉止開始
スクラム失敗（MSIV10％閉止に伴う MSIV 閉スクラム）＊

約2秒

原子炉圧力高到達
代替再循環ポンプトリップ作動（再循環ポンプ 4 台トリップ）
ARI 弁励磁
SRV（逃し弁機能）作動

3秒

主蒸気隔離弁全閉

約4秒

原子炉圧力最大値到達

約6秒

燃料被覆管温度最大値到達

約 27 秒

全制御棒挿入完了

約 30 秒

原子炉水位低（レベル 2）到達
再循環ポンプ 6 台トリップ

60 秒*（解析終了）

RPS（ソフトウェア CCF）による失敗

5 - 8

300

中
性
子
束

200

（%）
100

0
0

20

40

60

事故後の時間 (s)図 5.3.2-1 中性子束の時間変化（主蒸気隔離弁の誤閉止＋CCF）

150

炉
心
流
量

100

（%）
50

0
0

20

40
事故後の時間 (s)図 5.3.2-2 炉心流量の時間変化（主蒸気隔離弁の誤閉止＋CCF）

5 - 9

60

150

給
水
流
量

100

（%）
50

0
0

20

40

60

事故後の時間 (s)図 5.3.2-3 給水流量の時間変化（主蒸気隔離弁の誤閉止＋CCF）

150

主
蒸
気
流
量
（%）

100

50

0
0

20

40
事故後の時間 (s)図 5.3.2-4 主蒸気流量の時間変化（主蒸気隔離弁の誤閉止＋CCF）

5 - 10

60

10

9

原
8
子
炉
圧
力
（MPa[gage]） 7

6

5
0

20

40

60

事故後の時間 (s)図 5.3.2-5 原子炉圧力の時間変化（主蒸気隔離弁の誤閉止＋CCF）

100
L-8
0
L-3
原
子
炉
水
位
変
化

-100
L-2
-200

-300

L-1.5

(cm)
-400

L-1

-500
0

20

40

60

事故後の時間 (s)図 5.3.2-6 原子炉水位(シュラウド外水位)の時間変化（主蒸気隔離弁の誤閉止＋CCF）

5 - 11

1200

1000

燃
料
被
覆
管
温
度

800

600

400

（℃）
200

0
0

20

40
事故後の時間 (s)図 5.3.2-7 燃料被覆管温度の時間変化（主蒸気隔離弁の誤閉止＋CCF）

5 - 1260

5.3.3 給水制御系の故障
給水制御系の故障は，給水流量増加によって原子炉水位は上昇し原子炉水位高（レベル 8）によるタービントリップに至るが，ARI 作動により原子炉圧力の上昇は抑えられ，注水により原子炉水位も回復するため事象収束までに MSIV 閉条件には至らない事象である。ソフト
ウェア CCF を想定した場合のスクラム遅れの影響は主蒸気隔離弁の誤閉止に包絡される。
5.3.4 原子炉圧力制御系の故障
表 5.3.4-1 に解析結果，表 5.3.4-2 に主要事象のクロノロジー，図 5.3.4-1～5.3.4-7 に主要パラメータの時間変化を示す。
圧力制御装置の故障により最大出力信号が発生すると，主蒸気流量が増大するとともに
原子炉圧力は低下し，約 8 秒後にタービン入口圧力低が発生する。主蒸気隔離弁閉止に失敗するため，原子炉はスクラムしない。減圧による炉心内のボイドが増加し，約 17 秒で原子
炉水位高（レベル 8）によるタービントリップおよび給水ポンプトリップが発生する。約 22秒で原子炉水位低（レベル 3）により再循環ポンプ 4 台トリップが発生するが，RPS による
原子炉水位低スクラムに失敗する。またタービン主蒸気止め弁の閉止により原子炉圧力が上昇し，約 23 秒後に原子炉圧力高信号で代替制御棒挿入機能（ARI）が作動する。
その後，代替再循環ポンプトリップにより原子炉出力が減少するため燃料被覆管表面はリウェットし，燃料被覆管温度は約 748 ℃に抑えられる。また燃料被覆管の酸化量は酸化反応が著しくなる前であり，判断基準 15%以下となる。原子炉圧力は代替再循環ポンプトリ
ップと逃がし安全弁の作動により約 8.04 MPa[gage]以下に抑えられる。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（高々約 0.3 MPa）
を考慮しても，判断基準を十分下回る。事象開始後約 48 秒までに ARI による全制御棒挿入は完了して原子炉出力が低下し事象は収束する。

5 - 13

表 5.3.4-1 原子炉圧力制御系の故障＋CCF の判断基準パラメータの解析結果
項目

解析結果

燃料被覆管温度（℃）

約 748[19/24]

中性子束（%）

約 196

原子炉圧力（MPa[gage]）

約 8.04

S/P 水温（℃）

約 42

*

判断基準
＊

1200
10.34
(最高使用圧力の 1.2 倍)104(最高使用温度)[ ]内の数値は，燃料棒軸方向 24 ノード中の位置を示す。

表 5.3.4-2 原子炉圧力制御系の故障＋CCF の主要事象のクロノロジー
解析結果
0秒

主要事象
最大出力信号発生
蒸気加減弁開度増タービンバイパス弁作動

約8秒

タービン入口圧力低発生
MSIV 閉（スクラム）不作動 ＊約 17 秒

原子炉水位高（レベル 8）到達
タービントリップ（タービン主蒸気止め弁閉止）
スクラム失敗（主蒸気止め弁閉スクラム）＊

約 22 秒

原子炉水位低（レベル 3）到達
スクラム失敗（原子炉水位低スクラム）＊
再循環ポンプ 4 台トリップ

約 23 秒

原子炉圧力高到達
ARI 弁励磁

約 24 秒SRV（逃し弁機能）作動
原子炉圧力最大値到達

約 37 秒

燃料被覆管温度最大値到達

約 41 秒

原子炉水位低（レベル 2）到達
再循環ポンプ 6 台トリップ*

約 48 秒

全制御棒挿入完了

60 秒（解析終了）

RPS（ソフトウェア CCF）による失敗

5 - 14

300

中
性
子
束

200

（%）
100

0
0

20

40

60

事故後の時間 (s)図 5.3.4-1 中性子束の時間変化（原子炉圧力制御系の故障＋CCF）

150

炉
心
流
量

100

（%）
50

0
0

20

40
事故後の時間 (s)図 5.3.4-2 炉心流量の時間変化（原子炉圧力制御系の故障＋CCF）

5 - 15

60

150

給
水
流
量

100

（%）
50

0
0

20

40

60

事故後の時間 (s)図 5.3.4-3 給水流量の時間変化（原子炉圧力制御系の故障＋CCF）

150

主
蒸
気
流
量
（%）

100

50

0
0

20

40
事故後の時間 (s)図 5.3.4-4 主蒸気流量の時間変化（原子炉圧力制御系の故障＋CCF）

5 - 16

60

10

9

原
8
子
炉
圧
力
（MPa[gage]） 7

6

5
0

20

40

60

事故後の時間 (s)図 5.3.4-5 原子炉圧力の時間変化（原子炉圧力制御系の故障＋CCF）

100
L-8
0
L-3
原
子
炉
水
位
変
化
(cm)

-100
L-2
-200

-300

L-1.5

-400

L-1

-500
0

20

40

60

事故後の時間 (s)図 5.3.4-6 原子炉水位(シュラウド外水位)の時間変化（原子炉圧力制御系の故障＋CCF）

5 - 17

1200

1000

燃
料
被
覆
管
温
度

800

600

400

（℃）
200

0
0

20

40
事故後の時間 (s)図 5.3.4-7 燃料被覆管温度の時間変化（原子炉圧力制御系の故障＋CCF）

5 - 1860

5.3.5 給水流量の全喪失
表 5.3.5-1 に解析結果，表 5.3.5-2 に主要事象のクロノロジー，図 5.3.5-1～5.3.5-7 に主要パラメータの時間変化を示す。
給水ポンプトリップの発生により原子炉水位が低下する。約 8 秒で原子炉水位低（レベル3）により再循環ポンプ 4 台トリップが発生するが，RPS による原子炉水位低スクラムに失敗する。さらに約 19 秒で原子炉水位低（レベル 2）により再循環ポンプ 6 台トリップおよび代替制御棒挿入機能（ARI）が作動する。
原子炉水位低（レベル 2）による RCIC の起動に失敗するものの，HPCF の手動起動により原子炉水位は回復する。解析では HPCF 作動まで行っていないが，このとき既に ARI が作動しており，出力は十分減少しているため，原子炉圧力，燃料被覆管温度および燃料被覆管の酸化量は初期値を超えることない。また，注水の時間余裕は LOCA に包絡される。事象開始
後約 44 秒までに ARI による全制御棒挿入は完了して原子炉出力が低下し事象は収束する。

5 - 19

表 5.3.5-1 給水流量の全喪失＋CCF の判断基準パラメータの解析結果
項目

解析結果

判断基準
＊

燃料被覆管温度（℃）

初期値を超えない

中性子束（%）

約 102

原子炉圧力（MPa[gage]）

初期値を超えない

S/P 水温（℃）

初期値を超えない

1200
10.34
(最高使用圧力の 1.2 倍)104(最高使用温度)* 本評価では BT しない。

表 5.3.5-2 給水流量の全喪失＋CCF の主要事象のクロノロジー
解析結果

主要事象

0秒

給水ポンプトリップ

約8秒

原子炉水位低（レベル 3）到達
スクラム失敗（原子炉水位低スクラム）＊
再循環ポンプ 4 台トリップ

約 19 秒

原子炉水位低（レベル 2）到達
再循環ポンプ 6 台トリップ
ARI 弁励磁*

約 44 秒

全制御棒挿入完了

60 秒（解析終了）

RPS（ソフトウェア CCF）による失敗

5 - 20

150

中
性
子
束

100

（ %）
50

0
0

20

40

60

事故後の時間 (s)図 5.3.5-1 中性子束の時間変化（給水流量の全喪失＋CCF）

150

炉
心
流
量

100

（ %）
50

0
0

20

40
事故後の時間 (s)図 5.3.5-2 炉心流量の時間変化（給水流量の全喪失＋CCF）

5 - 21

60

150

給
水
流
量

100

（ %）
50

0
0

20

40

60

事故後の時間 (s)図 5.3.5-3 給水流量の時間変化（給水流量の全喪失＋CCF）

150

主
蒸
気
流
量
（ %）

100

50

0
0

20

40
事故後の時間 (s)図 5.3.5-4 主蒸気流量の時間変化（給水流量の全喪失＋CCF）

5 - 22

60

10

9

原
8
子
炉
圧
力
（MPa[gage]） 7

6

5
0

20

40

60

事故後の時間 (s)図 5.3.5-5 原子炉圧力の時間変化（給水流量の全喪失＋CCF）

100
L-8
0
L-3
原
子
炉
水
位
変
化
(cm)

-100
L-2
-200

-300

L-1.5

-400

L-1

-500
0

20

40

60

事故後の時間 (s)図 5.3.5-6 原子炉水位(シュラウド外水位)の時間変化（給水流量の全喪失＋CCF）

5 - 23

6.

設計基準事故＋ソフトウェア CCF の解析

6.1 原子炉冷却材の喪失又は炉心冷却状態の著しい変化
6.1.1 原子炉冷却材喪失
ABWR を対象に原子炉冷却材喪失事故（LOCA）とソフトウェア CCF が重畳する場合に，炉心損傷を防止する上で，多様化設備による原子炉停止機能及び炉心冷却機能の有効性，並びに多様化設備による手動操作に対する時間余裕を評価した。ここで，ソフトウェア CCF はデジタル安全保護回路に対して安全保護機能の喪失を想定するものであることから，常用系が正常に作動することを仮定した。
表 6.1.1-1 に LOCA＋ソフトウェア CCF における HPCF 手動起動に対する時間余裕の評価結果を示す。また，図 6.1.1-1 に HPCF 手動起動時間と燃料被覆管温度の関係を示す。給水配管破断＋ソフトウェア CCF が最厳ケースとなり，炉心の著しい損傷を防止（燃料被覆管の最高温度≦1200℃，燃料被覆管の酸化量≦15％）するための HPCF 手動起動に対する時間余裕
は約 13 分と評価される。給水配管破断ケースは，給水継続が行われないため，多様化設備
による手動操作に対する時間余裕が他のケースに比べ最も小さい。
また，被ばく評価への影響を考慮した手動操作の時間余裕を評価した。表 6.1.1-2 に被ばく評価への影響を考慮した手動操作の時間余裕の評価結果を示す。最厳ケースの給水配管
破断＋ソフトウェア CCF において燃料被覆管の破裂を防止するための HPCF 手動起動に対する時間余裕は約 10 分と評価される。
なお，RHR 出口配管破断＋ソフトウェア CCF では，タービン駆動給水ポンプ（T/D-RFP）
トリップ及びその後の電動駆動給水ポンプ（M/D-RFP）の自動起動のタイミングが，原子炉減圧の状態等によって変わり得ることから，M/D-RFP が自動起動しない保守的な条件で感度解析を実施し，保守的な条件を仮定した場合でも手動操作に対する要求時間は 10 分以上となることを確認している（参考 1 参照）。

表 6.1.1-1 LOCA＋CCF における HPCF 手動起動に対する時間余裕
起因事象

HPCF 手動起動に対する時間余裕

給水配管破断13 分

主蒸気管破断22 分

RHR 出口配管破断

20 分

6 - 1

表 6.1.1-2 被ばく評価への影響を考慮した HPCF 注水の手動操作に対する時間余裕
燃料被覆管の破裂防止のための起因事象

HPCF 手動起動に対する時間余裕

給水配管破断10 分

1400

燃料被覆管最高温度（℃）

1200

1000

800

600
給水配管破断＋CCF

400

主蒸気管破断＋CCF
RHR出口配管破断＋CCF

200

0
0

5

10

15

20

25

30

HPCF手動起動時間（分）図 6.1.1-1 LOCA＋CCF における HPCF 手動起動時間と燃料被覆管温度の関係最厳となる給水配管破断＋ソフトウェア CCF について，境界条件となった HPCF1 台 13 分
手動起動ケースの解析結果を以下に示す。
表 6.1.1-3 に主要事象のクロノロジー，図 6.1.1-2～6 に主要パラメータの時間変化を示す。
給水配管破断により，事象発生と同時に給水流量は全喪失するが，CRD パージ水による注水は継続される。破断口からの冷却材流出により原子炉水位は徐々に低下し，原子炉水位低（レベル 3）信号は事故後約 2 秒で発生する。原子炉水位低（レベル 3）信号発生後，RPS によるスクラムに失敗するが，多様化設備の ATWS-RPT により再循環ポンプ 4 台はトリップする。さらに水位が低下して，原子炉水位低（レベル 2）信号が事故後約 7 秒で発生し，多様化設備の ARI による制御棒挿入機能が作動する。原子炉水位低（レベル 2）信号発生後，ATWS-RPT により残りの再循環ポンプ 6 台がトリップするとともに，約 32 秒後に ARI による
制御棒挿入が完了する。その後，原子炉水位は低下し，約 4 分後にシュラウド内水位は燃料
有効長上端を下回り，燃料被覆管温度は上昇するが，13 分後に多様化設備による HPCF1 台

6 - 2

手動起動により注水が開始され，炉心は再冠水する。
燃料被覆管最高温度は事象発生から約 13 分後に約 1153℃（有効発熱部の下から約 74％の位置）となるが，判断基準である 1200℃を下回る。また，燃料被覆管酸化割合の最大値
は約 10％であり，判断基準である 15％を下回る。
表 6.1.1-3 主要事象のクロノロジー（給水配管破断＋CCF，HPCF1 台 13 分手動起動）
解析結果
0秒

主要事象
給水配管破断給水流量の全喪失（但し，CRD パージ水による注水は継続）

約2秒

RPS によるスクラム失敗（水位低レベル 3）
多様化設備の ATWS-RPT（水位低レベル 3）による 4 台 RPT

約7秒

多様化設備の ARI（水位低レベル 2）による制御棒挿入機能作動
ATWS-RPT（水位低レベル 2）による 6 台 RPT

約 32 秒

制御棒挿入完了

約4分

原子炉水位 TAF 到達

13 分

多様化設備による HPCF1 台の手動起動

約 23 分

炉心再冠水

6 - 3

10

原子炉圧力（MPa[abs]）

8

6

4

2

0
0

10

20

30

事故後の時間（分）図 6.1.1-2 原子炉圧力の時間変化（給水配管破断＋CCF）

20

シュラウド外水位（m）

15
L3
L2

10

L1.5
L1
TAF

5

BAF

0
0

10

20
事故後の時間（分）図 6.1.1-3 原子炉水位（シュラウド外水位）の時間変化（給水配管破断＋CCF）

6 - 4

30

20

シュラウド内水位（m）

15

PCTが発生する燃料集合体内の水位

10
TAF

BAF

5

0
0

10

20

30

事故後の時間（分）図 6.1.1-4 原子炉水位（シュラウド内水位）の時間変化（給水配管破断＋CCF）

1500

注水流量（t/hr）

1000
HPCF流量

500

0
0

10

20
事故後の時間（分）図 6.1.1-5 HPCF 注水流量の時間変化（給水配管破断＋CCF）

6 - 5

30

1400
1200℃

1200

燃料被覆管温度（℃）

1000

800

600

400

200

0
0

10

20
事故後の時間（分）図 6.1.1-6 燃料被覆管温度の時間変化（給水配管破断＋CCF）

6 - 6

30

6.1.2 原子炉冷却材流量の喪失
表 6.1.2-1 に解析結果，表 6.1.2-2 に主要事象のクロノロジー，図 6.1.2-1～6.1.2-7 に主要パラメータの時間変化を示す。
再循環ポンプが同時に全台停止すると炉心流量は急激に減少する。炉心流量の減少によって，ボイド率が増加して炉心に負の反応度が投入されるが，RPS による原子炉スクラム（流量急減）に失敗する。一方，ボイド率の増加で原子炉水位は増加し，約 3 秒で原子炉水位高（レベル 8）によるタービントリップ（タービン主蒸気止め弁閉止）および給水ポンプトリップが発生する。タービントリップにより原子炉圧力が上昇し約 4 秒後に原子炉圧力高信号で代替制御棒挿入機能（ARI）が作動する。また，原子炉出力の減少に応じて燃料被覆管
表面はリウェットし，燃料被覆管温度は約 472 ℃に抑えられる。また燃料被覆管の酸化量は酸化反応が著しくなる前であり，判断基準 15%以下となる。原子炉圧力は逃がし安全弁の作動により約 7.97 MPa[gage]に抑えられる。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（高々約 0.3 MPa）を考慮しても，判断基準を十分下回る。事象開始後約 29 秒までに ARI による全制御棒挿入は完了して原子炉出力が低
下し事象は収束する。

6 - 7

表 6.1.2-1 原子冷却材流量の喪失＋CCF の判断基準パラメータの解析結果
項目

解析結果

判断基準
＊

燃料被覆管温度（℃）

約 472[20/24]

中性子束（%）

初期値を超えない

原子炉圧力（MPa[gage]）

約 7.97

S/P 水温（℃）
*

1200
10.34
(最高使用圧力の 1.2 倍)

約 41

104

（解析終了時点）(最高使用温度)[ ]内の数値は，燃料棒軸方向 24 ノード中の位置を示す。

表 6.1.2-2 原子炉冷却材流量の喪失＋CCF の主要事象のクロノロジー
解析結果

主要事象

0秒

再循環ポンプ全台トリップ

約2秒

スクラム失敗（流量急減スクラム）＊

約3秒

原子炉水位高（レベル 8）到達
タービントリップ（タービン主蒸気止め弁閉止）
スクラム失敗（主蒸気止め弁閉スクラム）＊

約4秒

燃料被覆管温度最大値到達
原子炉圧力高到達
ARI 弁励磁

約5秒

SRV（逃し弁機能）作動
原子炉圧力最大値到達*

約 29 秒

全制御棒挿入完了

60 秒（解析終了）

RPS（ソフトウェア CCF）による失敗

6 - 8

150

中
性
子
束

100

（ %）
50

0
0

20

40

60

事故後の時間 (s)図 6.1.2-1 中性子束の時間変化（原子炉冷却材流量の喪失＋CCF）

150

炉
心
流
量

100

（ %）
50

0
0

20

40
事故後の時間 (s)図 6.1.2-2 炉心流量の時間変化（原子炉冷却材流量の喪失＋CCF）

6 - 9

60

150

給
水
流
量

100

（ %）
50

0
0

20

40

60

事故後の時間 (s)図 6.1.2-3 給水流量の時間変化（原子炉冷却材流量の喪失＋CCF）

150

主
蒸
気
流
量
（ %）

100

50

0
0

20

40
事故後の時間 (s)図 6.1.2-4 主蒸気流量の時間変化（原子炉冷却材流量の喪失＋CCF）

6 - 10

60

10

9

原
8
子
炉
圧
力
（MPa[gage]） 7

6

5
0

20

40

60

事故後の時間 (s)図 6.1.2-5 原子炉圧力の時間変化（原子炉冷却材流量の喪失＋CCF）

100
L-8
0
L-3
原
子
炉
水
位
変
化

-100
L-2
-200

-300

L-1.5

(cm)
-400

L-1

-500
0

20

40

60

事故後の時間 (s)図 6.1.2-6 原子炉水位(シュラウド外水位)の時間変化（原子炉冷却材流量の喪失＋CCF）

6 - 11

1200

1000

燃
料
被
覆
管
温
度

800

600

400

（℃）
200

0
0

20

40
事故後の時間 (s)図 6.1.2-7 燃料被覆管温度の時間変化（原子炉冷却材流量の喪失＋CCF）

6 - 1260

6.2 反応度の異常な投入又は原子炉出力の急激な変化
6.2.1 制御棒落下
表 6.2.1-1 に解析結果，表 6.2.1-2 に主要事象のクロノロジー，図 6.2.1-1，図 6.2.1-2に主要パラメータの時間変化を示す。
制御棒の落下により，中性子束は急激に増加する。本来であれば SRNM ペリオド短による原子炉スクラムにより事象は整定するが，ソフトウェア CCF によりスクラムが失敗することを仮定している。運転員による対応は期待しないが，ドップラ反応度フィードバック，ボ
イド反応度フィードバックといった固有の安全性により，燃料エンタルピの増加は緩和される。
結果として，燃料エンタルピは約 26 秒後に 775[kJ/kg]まで増加するものの，燃焼及びガ
ドリニア添加に伴う融点低下分を保守的に考慮した判断基準（837kJ/kg）を満足することが分かる。

表 6.2.1-1 制御棒落下＋CCF の判断基準パラメータの解析結果
項目
燃料エンタルピ最大値[kJ/kg]／[cal/g]
破損割合(%)
原子炉冷却材バウンダリ圧力（MPa[gage]）

解析結果

判断基準

約 775/185

963／230※

約 0.7

10.34

約 0.14(最高使用圧力の 1.2 倍)※燃焼（75GWd/t）に伴う融点低下分に相当するエンタルピ約 105kJ/kg（25cal/g）及びガドリニア添加（10wt%）に伴う融点低下分に相当するエンタルピ約 21kJ/kg（5cal/g）
を対象燃料棒に応じて考慮が必要である。保守的に両者を考慮した場合，837kJ/kg（200cal/g）となる。
表 6.2.1-2 制御棒落下＋CCF の主要事象のクロノロジ―
解析結果

主要事象

0秒

制御棒落下開始

約4秒

制御棒落下終了

約 26 秒

燃料エンタルピ最大値到達

約 30 秒（解析終了）

6 - 13

図 6.2.1-1 中性子束の時間変化（制御棒落下+CCF）

図 6.2.1-2 燃料エンタルピの時間変化（制御棒落下+CCF）
6 - 14

6.3 環境への放射性物質の異常な放出6.3.1 放射性気体廃棄物処理施設の破損
放射性気体廃棄物処理施設の破損は，破損した気体廃棄物処理系から環境へ放射性物質が放出される事象である。デジタル安全保護回路による工学的安全施設の自動起動に期待していないため，ソフトウェア CCF を想定しても気体廃棄物処理系の隔離弁を手動閉止することで放出は停止でき，線量影響は判断基準に対して大きな余裕がある。
6.3.2 主蒸気管破断
主蒸気管破断は，主蒸気管破断時に燃料棒からの微小な追加放出を含む原子炉冷却材が環境へ放出される事象である。評価例[5]によれば，ソフトウェア CCF を想定し主蒸気隔離弁が自動閉止しない場合でも，高圧炉心注水系（HPCF）を手動起動して原子炉へ注水すること
により燃料被覆管の健全性を確保することで，線量影響は判断基準を下回ると考えられる。
注：評価例では，代表サイトを対象に以下のような想定で評価を行い，判断基準（5mSv）を下回る結果（約 2.3 mSv）を得ている。
・燃料被覆管からの追加放出を想定（被覆管の破裂なし）
・放出された放射性物質は全量が気相へ移行
・現実的な希ガス漏えい率（f 値）を仮定
6.3.3 燃料集合体の落下
燃料集合体の落下は，落下により破損した燃料から原子炉建屋内へ放出された放射性物
質が環境へ漏えいする事象である。評価例[5]によれば，ソフトウェア CCF を想定し非常用ガス処理系（SGTS）が自動起動しない場合でも，現実的には原子炉建屋の換気空調系が事象発
生前から運転継続しているため，高所放出により線量影響は抑制されると考えられる。
注：評価例では，代表サイトを対象に以下のような想定で評価を行い，判断基準（5mSv）を下回る結果（約 1.9 mSv）を得ている。
・破損燃料本数，使用済燃料プール水による DF 等は設置許可申請解析と同一
・SGTS は不作動（地上放出）
・建屋換気率は 0.5 回/d と仮定
6.3.4 原子炉冷却材喪失
原子炉冷却材喪失における放射性物質の環境への放出は格納容器からのわずかな漏えいを経ることから他の事故に比べると緩慢であり，ソフトウェア CCF を想定し SGTS が自動起動しない場合でも，高圧炉心注水系（HPCF）の手動起動により燃料被覆管の健全性を確保でき，また現実的には原子炉建屋の換気空調系が事象発生前から運転継続しており，高所放出
により線量影響は抑制されることから，判断基準に対して厳しい結果とはならない。

6 - 15

6.3.5 制御棒落下
制御棒落下は，出力の急上昇により破損した燃料から放出された放射性物質が主蒸気隔離弁の閉止前に復水器へ移行し，環境へ漏えいする事象である。ソフトウェア CCF を想定し主蒸気隔離弁が自動閉止しない場合でも，主蒸気隔離弁は手動閉止できること，また，手動閉止の場合には隔離に要する時間が長くなるものの，現実的には蒸気式空気抽出器（SJAE）
が事象発生前から運転継続しているため，復水器からタービン建屋への漏えいはなく，環境への放射性物質の放出は抑制される。

なお，参考として，設計基準事故時における線量影響が判断基準に対して大きな余裕を有していることを表 6.3-1 に示す。

6 - 16

表 6.3-1 事故時の線量影響（設計基準事故時，ABWR）
事故

プラント A

プラント B

1.0×10-２

1.1×10-２

主蒸気管破断5.1×10-２

2.8×10-２

燃料集合体の落下

1.1×10-２

2.7×10-１

原子炉冷却材喪失

1.6×10-５

3.7×10-４

制御棒落下

1.6×10-３

1.1×10-３放射性気体廃棄物処理施設
の破損

判断基準

5

（単位：mSv）

6 - 17

6.4 原子炉格納容器内圧力，雰囲気等の異常な変化
6.4.1 原子炉冷却材喪失
原子炉冷却材喪失時の格納容器内圧力・温度の上昇を支配する破断流量は破断面積によって決まり，ソフトウェア CCF によるスクラム遅れの影響は小さい。また，圧力抑制型格納容器では，破断口から放出される蒸気はサプレッション・チェンバ・プール水で凝縮し，格
納容器圧力の上昇が緩和されることから，格納容器スプレイを自動起動させる必要はない
ため，ソフトウェア CCF を想定しても格納容器スプレイ起動有無の影響を受けない。
6.4.2 可燃性ガスの発生
ソフトウェア CCF を想定し可燃性ガス濃度制御系（FCS）が起動できない場合でも，設計基準事故条件下での現実的な G 値や炉心における沸騰状態の変化を考慮すれば，事故時の判断基準は満足される。
6.4.3 動荷重の発生
原子炉冷却材喪失時の動荷重は，主として破断流量（破断面積）の大きさに支配される。
また，逃がし安全弁作動時の動荷重は，原子炉圧力上昇に対する感度が小さいことから，いずれもソフトウェア CCF によるスクラム遅れの影響は小さい。

6 - 18

7.

まとめ
本資料では，自主的にデジタル安全保護回路のソフトウェア CCF 影響緩和対策を行うにあたり，対策設備である多様化設備の有効性評価の評価条件及び評価結果について取りまとめた。
運転時の異常な過渡変化又は設計基準事故とソフトウェア CCF が重畳する場合に，炉心の著しい損傷を防止する上で，安全保護回路の代替機能を有する多様化設備が有効であり，設計基準事故において使用される判断基準を概ね満足し，事象が収束することを解析等により確認した。

7 - 1

8.

参考文献

[1] 原子力エネルギー協議会，「原子力発電所におけるデジタル安全保護回路のソフトウ
ェア共通要因故障緩和対策に関する技術要件書」，ATENA 20-ME05 Rev.1[2] 東芝エネルギーシステムズ株式会社，「炉心三次元動特性解析に係る最適評価コード（TRACT）の概要」，TLR-101[3] 株式会社グローバル・ニュークリア・フュエル・ジャパン，「TRACG モデル解説書」，
GLR-010[4] 株式会社グローバル・ニュークリア・フュエル・ジャパン，「TRACG 適格性確認報告書」，GLR-011[5] 原子力エネルギー協議会，発電用原子炉施設におけるデジタル安全保護系の共通要因
故障対策等に関する検討チーム 第 4 回会合 資料 1

8 - 1

添付 1 評価対象事象について
運転時の異常な過渡変化＋ソフトウェア CCF，設計基準事故＋ソフトウェア CCF に対して，ソフトウェア CCF の影響を確認するために影響評価が必要な解析対象事象を選定するため，グルーピングの考え方などを整理する。
なお，国内の BWR5 については，核計装系の一部及び放射線モニタ等がデジタル化されているプラントはあるが，安全保護回路自体のデジタル化は当面計画されていないことを踏
まえ，評価対象事象を選定する。
添付図 1-1 に解析対象事象の選定フローを示す。安全保護系及び工学的安全施設の作動回路がデジタル化されている ABWR を対象として，運転時の異常な過渡変化又は設計基準事
故時にソフトウェア CCF の発生を仮定した場合の影響を考慮し，解析対象となる事象を整理したものを添付表 1-1～添付表 1-3 に示す。また，添付図 1-2 に添付表 1-2 の補足として
ABWR において RPV に接続される主要配管の位置を示す。
原子力発電所におけるデジタル安全保護回路のソフトウェア共通要因故障緩和対策に関する技術要件書（ATENA 20-ME05）で例示されている考え方に従い，評価対象とする事象は
まず原子炉停止の観点から，反応度の異常な変化又は投入事象と，それ以外の事象の 2 種類に大別できる。
また，反応度の異常な変化又は投入事象以外の事象は，炉心冷却の観点から初期の水位低下速度が速い LOCA と LOCA 以外の 2 種類に分類できる。LOCA（炉側）は，ソフトウェア CCFの影響で工学的安全施設の自動起動に期待できず，また，他の事象と比較して水位低下速度が速いため，その影響を確認する必要がある。
過渡事象及び LOCA 以外の事故事象では，スクラムによって事象を直接緩和・収束しており，ソフトウェア CCF の影響でスクラムに期待できず制御棒挿入が遅れることによる炉心への熱影響，原子炉圧力への影響を確認する必要がある。SA 有効性評価（原子炉停止機能喪失）の知見も参考として，スクラムが失敗した場合に最も早く影響が生じる原子炉圧力の上昇する事象を評価する（圧力上昇に伴うボイド反応度フィードバックが最も厳しい MSIV
誤閉止を代表とする）。また，その他の過渡事象は圧力上昇事象に比べボイド反応度フィー
ドバックの観点で厳しくならないか，プラント状態の変化が緩慢で設計基準事象ではあるがスクラムに至らない（スクラム失敗の影響がない）事象である。ただし，MSIV 自動閉止
条件に至る事象はソフトウェア CCF による MSIV 自動閉止失敗を想定すると単なる ATWS とは挙動が変わるため，参考として影響を確認する。なお，原子炉冷却材流量の喪失（APTA）
は SA 有効性評価では解析対象外であるが，ソフトウェア CCF の影響評価としては解析を行い，過渡事象及び LOCA 以外の事故事象全体として代表性を確認する。以上の考え方を添付
表 1-1 に示す。
過渡及び事故のうち，工学的安全施設の自動起動によらず収束する事象は，解析対象外となる。具体的には，冷却材流量の部分喪失時にはスクラムに至らずプラント状態は整定する。
放射性気体廃棄物処理施設の破損時には工学的安全施設の自動起動を要せず，仮に検知・隔

添付 1 - 1

離が遅れて放出量が増加しても判断基準に対しては大きな余裕があるため，これらの事象は解析対象外とする。
また，工学的安全施設の自動起動によって収束する事象であっても，起動する工学的安全
施設が事象発生後短期の影響緩和に直接寄与していないものは解析対象外とする。具体的には，原子炉格納容器内圧力，雰囲気等の異常な変化のうち，原子炉冷却材喪失時の格納容
器内圧力・温度の上昇を支配する破断流量は破断面積によって決まり，スクラム遅れの影響
は小さいことと，設計基準事故時の圧力は判断基準に対する裕度が大きい。さらに，放射性物質の環境への漏えいは他の事故に比べると緩慢であり，高圧炉心注水系（HPCF）の手動起動により燃料被覆管の健全性を確保でき，また現実的には原子炉建屋の換気空調系が事象発生前から運転継続しており，高所放出により線量影響は抑制されることから，解析対象外とする。なお，LOCA 時の動荷重は，主として破断流量（破断面積）の大きさに支配され，また，逃がし安全弁作動時の動荷重は原子炉圧力上昇に対する感度が小さいことから，いずれもソフトウェア CCF によるスクラム遅れの影響は小さいため，解析対象外とする。また，可燃性ガスの発生は可燃性ガス濃度制御系（FCS）の機能が期待できない場合でも，設計基準
事故条件下での現実的な G 値や炉心における沸騰状態の変化を考慮すれば，事故時の判断
基準は満足されるため，解析対象外とする。制御棒落下は，ソフトウェア CCF により MSIVの自動閉止に失敗するものの，現実的には SJAE が事象発生前から運転継続しているため放出量は抑制されるため，解析対象外とする。
環境への放射性物質の異常な放出のうち，主蒸気管破断は，隔離弁（MSIV）の自動閉止を期待しているが，その機能が期待できない場合でも，高圧炉心注水系（HPCF）を手動起動し燃料被覆管の健全性を確保することで，線量影響は判断基準を下回ることを過去の評価例
により確認する。燃料集合体の落下は，工学的安全施設（SGTS）の自動起動を期待しているが，その機能が期待できない場合でも，現実的には原子炉建屋の換気空調系が運転継続しているため，高所放出により線量影響は抑制されることを過去の評価例により確認する。
以上の選定の考え方の流れを添付図 1-1 に示す。これらの分類それぞれについて，ソフ
トウェア CCF の多様化設備の有効性を確認するため，基本的には判断基準に対し挙動が最も厳しくなると考えられる事象を解析対象として選定する。

添付 1 - 2

運転時の異常な過渡変化
又は設計基準事故

反応度の異常な変化
又は投入事象Y・起動時における制御棒の異常
な引き抜き
・出力運転中の制御棒の異常な
引き抜き
・制御棒落下N

Y
LOCA（炉側）

・原子炉冷却材喪失（MS，FW，RHR，LPFL，HPCF，底部ドレン）

N※

添付図 1-1 解析対象事象の選定フロー［1/2］添付 1 - 3※N

スクラムにより直接緩和･収束する事象

工学的安全施設が自動起動する事象

N
SA 有効性評価で包絡・スクラムしない過渡(冷却材流量の部分喪失)
・放射性気体廃棄物処理施設の破損

事故後短期の影響の
直接緩和

LOCA 以外の事故
・原子炉冷却材流量の喪失（APTA）

Y

Y
N

MSIV 閉条件に
至る事象

Y

N

環境への放射性物質の異常な放出N
対象外
・原子炉冷却材喪失(格納容器内圧力，線量)
・動荷重の発生・可燃性ガスの発生・制御棒落下(線量)・主蒸気管破断・燃料集合体の落下

Y

過渡(参考解析)

・主蒸気隔離弁の誤閉止・圧力制御系の故障
・給水流量の全喪失(上記で包絡)・負荷遮断・外部電源喪失

対象外

Y

Y

圧力上昇過渡N

対象外
・給水加熱喪失・流量制御系の誤動作
・給水制御系の故障
添付図 1-1 解析対象事象の選定フロー［2/2］
添付 1 - 4：解析対象とした事象：評価例を確認した事象

添付表 1-1 運転時の異常な過渡変化及び LOCA 以外の事故の解析対象事象（ABWR）
分類
圧力上昇過渡事象

必要性

MSIV 全閉

DCD の解析結果より，ATWS（ARI 作動）時

外部電源喪失においては，EP 過渡解析と異なり，原子負荷遮断

炉圧力最大値は再循環ポンプトリップ

対象

タイミングの遅い MSIV 全閉で最も高くなる。原子炉圧力高信号により再循環ポ
ンプトリップする MSIV 全閉に比べ，負荷遮断や外部電源喪失は蒸気加減弁急閉により早期に再循環ポンプトリップ◎

するため原子炉圧力は低い傾向であり解析結果はこれに包絡される。したがって MSIV 全閉を代表事象とする。ARI（原子炉圧力高）に期待しない SA 有効性評
価（MSIV 全閉 ATWS）に包絡されるが，ARI 作動時の挙動を確認する。
圧力低下過渡圧力制御系の故障

設計基準事象ではスクラム時に原子炉出力が低下しており中性子束は初期値を超えない事象であるため，MSIV 全閉に包絡される。タービン入口圧力低の MSIV〇

閉条件に至るもののソフトウェア CCF 発
生時は MSIV が動作しないため，不作動時の影響を確認する。
流量減少過渡冷却材流量の部分喪

炉心流量低下によるボイドの増加によ

失って原子炉水位は上昇するものの原子
炉水位高（レベル 8）には到達せず，タービントリップしないため，ARI 作動に－至らない事象である（設計ベースでスク
ラムしない）。解析結果は MSIV 全閉に包絡されるため，解析対象とはしない。
流量増加過渡流量制御系の誤動作

炉心流量増加によるボイドの減少によって中性子束は増加するが，原子炉水位はレベル 1.5 まで低下することはないた
め MSIV 閉条件に至らず，原子炉圧力の上昇は緩やかなため ARI も作動しない事象である。解析結果は MSIV 全閉に包絡されるため，解析対象とはしない。

添付 1 - 0－

分類
サブクール過渡事象
給水加熱喪失必要性

対象

炉心入口サブクーリングの増加によるボイドの減少により中性子束は上昇す
るが，原子炉水位はレベル 1.5 まで低下することはないため MSIV 閉条件に至らず，原子炉圧力の上昇は緩やかなため－

ARI も作動しない事象である。スクラム
遅れの影響は，SA 有効性評価（MSIV 全閉
ATWS）に包絡されるため，解析対象とはしない。
水位低下過渡給水流量の全喪失

給水流量の喪失により原子炉水位は低下し，さらに原子炉水位低（レベル 3/レベル 2）で再循環ポンプトリップする。
注水により原子炉水位も回復するため
熱的に厳しい事象ではないが，水位の観点から評価を行う。注水が遅れた場合，〇原子炉水位が低下し MSIV 閉条件に至る
ものの，ソフトウェア CCF 発生時は MSIVが自動閉止しないため不作動時の影響も確認する。
水位上昇過渡給水制御系の故障

給水流量増加によって原子炉水位は上
昇し原子炉水位高（レベル 8）によるタービントリップに至るが，ARI 作動により原子炉圧力の上昇は抑えられ，注水により原子炉水位も回復するため事象収束までに MSIV 閉条件には至らない事象である。スクラム遅れの影響は，SA 有効性評価（MSIV 全閉 ATWS）に包絡されるため，解析対象とはしない。なお，原子炉
水位高（レベル 8）によるタービントリ
ップが発生しない場合においては，主蒸気止め弁閉止に伴う圧力上昇も生じな
いため，タービントリップが発生した場合の結果に包絡される。

添付 1 - 1

－

分類

事象

必要性

流量急減事故原子炉冷却材流量のLOCA 以外の事故の代表事象 ＊喪失（APTA）

再循環ポンプ全台トリップによる原子対象

炉出力と流量のミスマッチによって沸騰遷移が生じ，炉心流量急減スクラムしないが，ボイド量増加によって原子炉水◎位は上昇し原子炉水位高（レベル 8）によるタービントリップに至り，ARI 作動
し事象収束となる。沸騰遷移が生じるた
め不作動時の影響を確認する。
DCD：ABWR Design Control Document, Rev.7 (2019)◎：代表事象（運転時の異常な過渡変化及び LOCA 以外の事故）〇：参考解析（過渡変化のタイプと CCF の影響を受ける機器(MSIV 等)の有無に着目して選定－：対象外* 原子炉冷却材流量の喪失（APTA）は設計基準事故であり，SA 有効性評価（原子炉停止
機能喪失）では解析を実施していないため，今回確認のために評価対象としている。

添付 1 - 2添付表 1-2 LCOA の解析対象事象（ABWR）
事象
主蒸気配

配管径

有効断面積を

有効破断

(mm)

与える箇所

面積(m2)

700

フローリミッ

0.39

管破断

タ部×4

必要性

対象

枯渇するまでの間，給復水系による注水が継続するものの，破断面積が最大で，主蒸気隔離弁が閉止〇しないため挙動を確認
給水配管

550

破断

スパージャノ0.084

ズル部

給水配管破断は，破断時に冷却材流出を律速する有効断面積，及び給復水系による注水継続の可否の観点から，運転員操作に要求さ〇れる時間余裕に対する最厳ケー
スとなる。
RHR 出 口

350

配管部

0.079

配管破断

RHR 出口配管破断は，給復水系による注水が継続するものの，破断配管の圧力容器接続位置が給水の注水位置より低く，効果が限定〇的であることから，運転員操作に要求される時間余裕を確認
LPFL 配管

200

破断

スパージャノ0.021

ズル部

破断配管の圧力容器接続位置が
RHR 出口配管と同じであり，破断面積が RHR 出口配管破断より小－さいため，RHR 出口配管破断の解
析に包絡される。
HPCF 配管

200

破断

スパージャノ

0.0082

ズル部

破断面積が小さく，給復水系による注水が枯渇するまで原子炉水位が維持されるため，運転員操作－に要求される時間余裕は大破断
LOCA＋CCF の解析に包絡される。
ドレン
配管破断

65

ベッセルノズル部

0.002

燃料有効長上端より下に接続される配管であるが，破断面積が小さく，給復水系による注水が枯渇するまで原子炉水位が維持されるため，運転員操作に要求される
時間余裕は大破断 LOCA＋CCF の解析に包絡される。

○：解析対象，－：対象外

添付 1 - 3－

添付図 1-2

ABWR における RPV 接続主要配管の位置

添付 1 - 4添付表 1-3 事故（環境への放射性物質の異常な放出・原子炉格納容器内圧力，雰囲気等の異常な変化）の解析対象事象（ABWR）
分類

事象

必要性

環境への放射性

放射性気体廃棄物処

工学的安全施設は自動起動しない事象

物質の異常な放理施設の破損であり，仮に検知・隔離が遅れても，線出量影響は判断基準に対して大きな余裕対象－があるため，解析対象とはしない。
主蒸気管破断主蒸気隔離弁の自動閉止に期待しているため，ソフトウェア CCF の影響により主蒸気隔離弁が自動閉止しない場合でも，高圧炉心注水系（HPCF）を手動起動＃

し燃料被覆管の健全性を確保すること
で，線量影響は判断基準を下回ることを，過去の評価例から確認する。
燃料集合体の落下

非常用ガス処理系の自動起動に期待しているため，ソフトウェア CCF の影響により非常用ガス処理系（SGTS）が自動起動しない場合でも，現実的には原子炉建
屋の換気空調系が事象発生前から運転＃継続しているため，高所放出により線量影響は抑制されることを，過去の評価例
から確認する。
原子炉冷却材喪失

放射性物質の環境への放出は格納容器
からのわずかな漏えいのみで他の事故に比べると緩慢であり，SGTS が自動起動しない場合でも，判断基準に対して厳し－い結果とはならないため，解析対象とは
しない。
制御棒落下

現実的には蒸気式空気抽出器（SJAE）が事象発生前から運転継続しているため，復水器からタービン建屋への漏えいは－なく，環境への放射性物質の放出は抑制されるため，解析対象とはしない。
原子炉格納容器原子炉冷却材喪失

格納容器内圧力・温度の上昇を支配する

内圧力，雰囲気

破断流量は破断面積によって決まり，ス等の異常な変化

クラム遅れの影響は小さい。また，圧力添付 1 - 5

－

分類

事象

必要性

対象

抑制型格納容器では格納容器スプレイを自動起動させる必要はないため，解析対象とはしない。
可燃性ガスの発生

可燃性ガス濃度制御系（FCS）が起動できない場合でも，設計基準事故条件下での現実的な G 値や炉心における沸騰状態の－変化を考慮すれば，事故時の判断基準は満足されるため，解析対象とはしない。
動荷重の発生原子炉冷却材喪失時の動荷重は，主として破断流量（破断面積）の大きさに支配され，また，逃がし安全弁作動時の動荷重は，原子炉圧力上昇に対する感度が小さいことから，いずれもスクラム遅れの影響は小さいため，解析対象とはしない。

○：解析対象，＃：評価例[5]から判断基準を満足すると考えられる，－：対象外

添付 1 - 6－

添付 2 代表プラント以外への適用性
ソフトウェア CCF 対策の有効性評価では，ABWR を代表プラントとして検討している。ABWR
では安全保護系のデジタル化範囲はプラント間で同一である。BWR5 では，核計装と放射線モニタが一部デジタル化されているプラントがある。
具体的には，添付表 2-1 及び添付表 2-2 に示す緩和系の作動信号がソフトウェア制御となっている場合は，当該の事象に対してソフトウェア CCF の重畳を想定することになる。なお，緩和系のうち，静的機器，外部からの動力の供給によらず作動する設備（安全弁）は，
ソフトウェア制御の影響を受けないため表から除いている。また，BWR5 の想定事象である
原子炉冷却材系の停止ループの誤起動と原子炉冷却材ポンプの軸固着は，デジタル安全保
護系により収束する事象ではないため，ソフトウェア CCF の想定対象とはならない。
・核計装
起動時の制御棒の異常な引き抜きについては，制御棒落下速度の方が制御棒引き抜き速
度よりも速いため制御棒落下事故事象で包絡される。
出力運転中の制御棒の異常な引き抜きについては，設計基準事象と異なりロッドブロッ
クされないため，複数本引き抜かれる ABWR の方が投入反応度が大きくなることから，ABWRの評価に包絡される。
制御棒落下事象では落下制御棒近傍が重要であり，炉心サイズによる直接的な影響は基本的にはない。そのため，ABWR において制御棒落下速度を BWR5 条件とすることで，BWR5 も含めた代表解析としている。
運転時の異常な過渡変化（制御棒系の過渡以外）のうち，核計装信号によるスクラムを期待しているのは，給水加熱喪失及び原子炉冷却材流量制御系の誤動作である。これらの事象
は，スクラム失敗時でも原子炉水位がレベル 2 まで低下することはないため MSIV 閉条件に至らず，原子炉圧力の上昇は緩やかなため ARI も作動しない事象であり，主蒸気隔離弁の誤閉止より原子炉圧力の上昇が大きくなることはない。主蒸気隔離弁の誤閉止は，原子炉停止
機能喪失時でも多様化設備等により炉心の健全性が確保できることが重大事故等対策の有効性評価で確認済であり，これらの事象はその結果に包絡される。
・放射線モニタ
制御棒落下時の破損燃料本数は，前述のように制御棒落下速度を BWR5 条件とすることで代表性のある評価としている。ABWR 及び BWR5 いずれも，主蒸気隔離弁を手動閉止すること
で放射能放出は停止でき，また，現実的には蒸気式空気抽出器（SJAE）が事象発生前から運転継続しているため，復水器からタービン建屋への漏えいはなく，環境への放射性物質の放出は抑制される。
放射性気体廃棄物処理施設の破損は，ABWR 及び BWR5 いずれも，気体廃棄物処理系の隔離弁を手動閉止することで放射能放出は停止でき，線量影響は判断基準に対して大きな余裕がある。
主蒸気管破断時の環境への冷却材放出は，主蒸気管流量大や主蒸気管放射能等の信号で

添付 2 - 1

隔離されるが，BWR5 ではソフトウェア CCF を想定しても原子炉水位低（アナログ）により隔離されるため，ABWR の評価に包絡される。
燃料集合体落下時の挙動は炉型に依存しない。ソフトウェア CCF を想定し非常用ガス処
理系（SGTS）が自動起動しない場合でも，現実的には原子炉建屋の換気空調系が事象発生前から運転継続しているため，高所放出により線量影響は抑制される。

添付表 2-1 設計基準事象における緩和系の作動信号（運転時の異常な過渡変化）
事象
原子炉起動時における制解析で考慮する緩和系の作動信号
原子炉停止系

備考

工学的安全施設

原子炉周期短 *1

－

*1

核計装

制御棒引抜監視装置

－

*2

核計装

御棒の異常な引き抜き
出力運転中の制御棒の異常な引き抜き(RBM 信号)*2による引き抜き阻止原子炉冷却材流量の部分

－

－

－

－

喪失
原子炉冷却材の停止ルー
プの誤起動 (BWR5)
外部電源喪失CV 急速閉－給水加熱喪失中性子束高(熱流束

－

*3

核計装

中性子束高 *3

－

*4

核計装

負荷の喪失

CV 急速閉－

主蒸気隔離弁の誤閉止

MSIV 閉－給水制御系の故障

MSV 閉－

原子炉圧力制御系の故障

MSIV 閉－給水流量の全喪失

原子炉水位レベル 3*5

RCIC(補給水機能)相当) *2
原子炉冷却材流量制御系の誤動作

原子炉水位レベル 2 *4

添付 2 - 2添付表 2-2 設計基準事象における緩和系の作動信号（事故）
解析で考慮する緩和系の作動信号

事象
原子炉冷却材喪失

原子炉停止系

工学的安全施設

原子炉水位レベル 3

原子炉水位レベル 1.5

D/W 圧力高or D/W 圧力高 (高圧系)

備考

原子炉水位レベル 1 orD/W 圧力高 (低圧系)
原子炉水位レベル 1 andD/W 圧力高 (ADS)
原子炉水位レベル 3(ABWR)(SGTS)
原子炉水位レベル 1.5(MSIV)
手動 (格納容器スプレイ
冷却系，可燃性ガス濃度
制御系)
同上

原子炉水位レベル 2 or

一部のプラントD/W 圧力高 (高圧系)の高圧系作動は

原子炉水位レベル 1 or

レベル 1HD/W 圧力高 (低圧系)
原子炉水位レベル 1 andD/W 圧力高 (ADS)(BWR5)

原子炉水位レベル 3(SGTS)
原子炉水位レベル 2(MSIV)
手動 (格納容器スプレイ
冷却系，可燃性ガス濃度
制御系)

原子炉冷却材流量の喪失

炉心流量急減 *6－(ABWR)*6

核計装系内で判定(BWR5)

MSV 閉

原子炉冷却材ポンプの軸

MSV 閉

－

固着 (BWR5)
制御棒落下

中性子束高 *5

主蒸気管放射能高(MSIV)

添付 2 - 3

*7

核計装

事象

解析で考慮する緩和系の作動信号

備考

原子炉停止系

工学的安全施設－

気体廃棄物処理設備エリ*8

ア放射能高 *6

物処理系隔離弁

放射性気体廃棄物処理施設の破損

MS-3(気体廃棄を手動閉)
主蒸気管破断燃料集合体の落下

MSIV 閉

主蒸気管流量大－原子炉区域放射能高添付 2 - 4

添付 3 プラント設計の代表性及び燃料型式の影響(1) プラント設計
有効性評価では ABWR（3,926MW）プラントを対象としているが，解析に関連する個別プラ
ント間の設計差異がある項目を添付表 3-1 に示す。
・炉心流量幅は，個別プラントの流量幅を包絡する 90～120％の範囲で，解析結果が厳しくなるように低流量側の下限（90％）としている。
・逃がし安全弁は，原子炉過圧事象の観点で厳しめの従来型 SRV としており，また，原子炉冷却材喪失では破断により原子炉は減圧されるため，影響はない。
・再循環ポンプ電源の違いにより RPT 台数が異なるが，運転時の異常な過渡変化＋CCF では RPT 台数が 4 台から 5 台となり，RPT による炉心流量減少が大きくなるが，出力低下の効果も大きくなるため，代表ケースより過度に厳しくなることはない。また，原子炉
冷却材喪失＋CCF では再循環ポンプが全台トリップした後に炉心が露出し，燃料被覆管
温度が上昇するため，RPT 台数の違いによる影響はない。
・FMCRD の構造の違いにより，制御棒の常駆動速度仕様値（30±3mm/s→28±5mm/s）及びステップ幅（約 18mm→約 37mm）が異なるが，制御棒の誤引き抜き＋CCF において解析
条件として用いる制御棒引き抜き速度の上限値は 33mm/s で変わらず，また，制御棒引
抜阻止条件として 0.010Δk まで引き抜かれる間に運転員が連続引き抜きを中断することを想定しているため，ステップ幅の違いによる影響もない。
添付表 3-1 プラント設計の主な差異
項目

代表ケースの解析条件

差異のあるプラント

炉心流量幅

定格流量の 90～120％

定格流量の 95～120％

逃がし安全弁

従来型 SRV×18 弁

大容量 SRV×16 弁

再循環ポンプ電

ASD（10 台）＋MG セット（2 台）

流体継手付き MG セット（2 台）

源

RPT 台数：4 台（炉圧高，水位低 L3） RPT 台数：5 台（炉圧高，水位低 L3）
6 台（水位低 L2）

制御棒駆動機構

FMCRD（軸封型）

5 台（水位低 L2）
FMCRD（シールレス型）

添付 3 - 1

(2) 燃料型式
対象事象のうち，評価結果が燃料設計に依存する事象への影響は以下のようになる。
a. MOX(8×8)燃料・運転時の異常な過渡変化及び LOCA 以外の事故
Pu 装荷割合が多いため，ボイド反応度の観点で原子炉圧力の上昇は厳しくなる傾向はあるが，その影響は BWR5 の評価例によれば比較的小さく，判断基準に対しては十分な余裕がある。また，軸方向出力分布はウラン(9×9)燃料より下方ピークとなる傾向であるため，炉心上部が沸騰遷移する事象における燃料被覆管温度の上昇は代表ケースより厳しくならない。
・原子炉冷却材喪失（LOCA）
評価対象期間ではウラン燃料より崩壊熱が小さく，また，MOX 炉心はウラン（9×9）炉心より軸方向出力分布が下方ピークとなる傾向があるため，炉心露出時の燃料被覆管温度の上昇は代表ケースより厳しくならない。なお，ウラン燃料と MOX 燃料の違いが被ばく評価に及ぼす影響は，解析条件の保守性に包絡される。
・制御棒の誤引き抜き/制御棒落下“原子炉起動時における制御棒の異常な引き抜き”及び“制御棒落下”において，遅発中性子割合が小さくなることで事象初期における出力パルスは大きくなる傾向はあるが，特にボイド反応度による負の反応度がウラン(9×9)燃料より大きく，また運転時の最大線出力密度の制限を満足させるため，低温時の軸方向出力分布ピーキング係数及び局所ピーキ
ング係数が小さくなる方向であることとあいまって，燃料エンタルピが代表ケースより過度に厳しくなることはない。
“出力運転中の制御棒の異常な引き抜き”については，ボイド反応度及びドップラ反応度による負の反応度がウラン(9×9)燃料より大きく，また単位長さあたりの燃料棒表面積が大きいことで同じ線出力密度条件では除熱されやすいこととあいまって，燃料被覆管温度が代表ケースより過度に厳しくなることはない。
b. 9×9(B)型燃料
・運転時の異常な過渡変化及び LOCA 以外の事故
9×9(A)型燃料より水対ウラン比が大きく，ボイド率増減に伴う減速材水量の変化は小さ
いため，リミティング事象において圧力上昇に伴うボイド減少による反応度増加が相対的に小さく，ボイド反応度の観点で 9×9(A)型燃料より厳しくはならない。また，軸方向出力
分布は 9×9(A)型燃料と大きな相違はない。
・原子炉冷却材喪失（LOCA）
事象発生後早期に ARI（原子炉水位低）が作動するため，制御棒が挿入され一定時間を経た後の炉心露出により上昇を始める燃料被覆管温度に対する反応度（ボイド及びドップラ）

添付 3 - 2

の違いの影響は小さい。軸方向出力分布は 9×9(A)型燃料と大きな相違はなく，また，燃料集合体形状の違いが炉心露出時の燃料被覆管温度に及ぼす影響もわずかである。
・制御棒の誤引き抜き/制御棒落下“原子炉起動時における制御棒の異常な引き抜き”及び“制御棒落下”において，9×9(A)型燃料と比較して，9×9(B)型燃料のボイド反応度の絶対値が小さく，かつ，軸方向出力分
布が上歪傾向となるため，9×9(A)型燃料よりも厳しくなる傾向にあると考えられる。軸方向出力分布については，部分長燃料棒がない 9×9(B)型燃料では，より上方ピークになりやすい傾向を持つ。出力運転中においてはスクラム反応度曲線が設計用スクラム曲線を上回るよう設計するため，軸方向出力分布が過度に上歪となることはなく，大きな相違は生じな
い一方，低温時／高温待機時においては 9×9(B)型燃料で上方ピークとなる傾向が表れやすい。しかしながら，9×9(B)型燃料のボイド反応度は十分負の値を有していること，及び 9
×9(A)型燃料の評価で軸方向出力分布がより上歪の炉心を対象に評価していることから，
燃料エンタルピが代表ケースより過度に厳しくなることはない。なお，局所ピーキング係数
は燃料格子によっても異なるが，運転時の最大線出力密度の制限を満足させる制約から大きな違いはなく，代表ケースより過度に厳しくならない。これは 9×9(A)型燃料についても同様である。
“出力運転中の制御棒の異常な引き抜き”についても傾向は同様であり，燃料被覆管温度が代表ケースより過度に厳しくなることはない。

添付 3 - 3

添付 4 多様化設備が作動させる設備に対するサポート系の機能確保
CCF 有効性評価において，多様化設備が作動させる原子炉停止系統・工学的安全施設等
は，そのサポート系が使用できない場合には利用できないものとして扱うこととしている。
ここで，サポート系が使用可能とは，起因事象との従属性がなく，かつソフトウェア CCF の影響を受けないことをいう。外部電源喪失のような一部のサポート系が期待できなくなる起因事象についても，以下に示すように事象収束に必要な機能は確保される。
サポート系
電源系

説明
起因事象として外部電源の喪失が生じる事象以外は，外部電源は利用可能であるため，多様化設備により作動させる工学的安全施設等の各設備のサポート系に必要な電源は供給可能である。
起因事象として外部電源が喪失する事象では，常用電源が期待できな
くなるものの，対処設備となる原子炉停止系統及び主蒸気逃がし安全
弁は，交流動力電源に依らずその動作が期待できるものであり，事象収束の機能を果たすことができる。また，現実的には他号機からの D/G 融
通や常設代替交流電源等の利用が可能であるが，保守的にこれらすべてが期待できない場合でも非常用電源系を手動起動することにより，長期冷却及び冷温停止に移行することができる。

冷却系，空調系

CCF 有効性評価において，ソフトウェア CCF による安全保護系の機能喪失を想定するものの，起因事象発生以前から正常に運転していたサポート系はソフトウェア CCF の影響を受けない。したがって，「運転時の異常な過渡変化」または「設計基準事故」にソフトウェア CCF が重畳しても，補機冷却系のように通常時から運転されており各々の起因事象との従属性がなくソフトウェア CCF の影響を受けないサポート系は利用可能である。
起因事象としての外部電源の喪失が生じた場合については，対処設備となる原子炉停止系統及び主蒸気逃がし安全弁は，冷却系，空調系等に依らず期待できるものであり，事象収束の機能を果たすことができる。
また，補機冷却系及び空調系を手動起動することにより，長期冷却及び冷温停止に移行することができる。

添付 4 - 1

添付 5 有効性評価で仮定する運転員対応操作について
ソフトウェアCCF有効性評価のうち，「原子炉冷却材喪失」では，運転員によるHPCF手
動起動操作を仮定している。「原子炉冷却材喪失」とソフトウェアCCFが重畳した場合に，運転員によるHPCF手動起動操作完了までの時間余裕が最も厳しい事象は「給水配管破断」であるが，多様化設備の警報等により事象を認知でき，原子炉制御室からHPCFを手動起動することが可能である。
各操作の所要時間は以下のとおり算定しており，必要な操作が添付表5-1に記載の時間内に実施可能であることは，事業者の確認結果に基づき記載している。
・ソフトウェアCCFに対応するために整備される手順書に基づき，事象認知から機器操作までに必要な項目として，多様化設備作動確認，多様化設備警報確認，計器確認，
事象判断，操作場所までの移動等を選定する。
・各事業者において，操作に必要な各項目に対して，運転員による模擬操作時間を計測する。
・各計測結果をもとに，全BWRプラントを包絡させる時間として算定する。
なお，運転時の異常な過渡変化とソフトウェアCCFが重畳した場合に運転員によるHPCF
手動起動操作が最も早く必要になる事象は「給水流量の全喪失」であるが，多様化設備の警報等により事象を認知でき，多様化設備のARIによる制御棒挿入完了後の崩壊熱による
原子炉水位の低下は比較的緩やかであることから，十分な時間余裕を持って原子炉制御室
からHPCFを手動起動することができるため，注水の時間余裕は「原子炉冷却材喪失」に包絡される。
添付表5-1 HPCF手動起動操作の所要時間
原子炉冷却材喪失（給水配管破断）
操作内容

所要時間

(1) 事象発生～事象判断

5分*(2) 事象判断～操作完了

5分*

合計

10分

備考

全BWRプラントを包絡する値* 計測結果をもとに各操作の所要時間を安全側に切り上げた値を設定。

添付 5 - 1

参考 1 LOCA＋ソフトウェア CCF における常用系設備の作動タイミングに関する感度解析について
LOCA＋ソフトウェア CCF のうち，RHR 出口配管破断＋ソフトウェア CCF では，主蒸気配管断破断に比べ破断面積が小さく原子炉減圧速度が緩やかであり，原子炉の減圧速度によってタービン駆動給水ポンプ（T/D-RFP）トリップ及びその後の電動駆動給水ポンプ（M/D-RFP）の自動起動のタイミングが変わり得ることから，保守的な条件として M/D-RFP
が自動起動しない場合の多様化設備による手動操作の時間余裕に対する感度を確認した。
添付表 6-1 に，RHR 出口配管破断＋ソフトウェア CCF において保守的に M/D-RFP が自動起動しないことを仮定した感度解析における HPCF 手動起動に対する時間余裕の評価結果を示す。また，添付図 6-1 に HPCF 手動起動時間と燃料被覆管温度の関係を示す。HPCF 手動起動に対する時間余裕は約 12 分と評価される。
添付表 6-1 RHR 出口配管破断＋CCF におけるHPCF 手動起動に対する時間余裕（感度解析）
起因事象

HPCF 手動起動に対する時間余裕

RHR 出口配管破断

12 分

1400

燃料被覆管最高温度（℃）

1200

1000

800

600

400

RHR出口配管破断＋CCF（感度解析）

200

0
0

5

10

15

20

25

HPCF手動起動時間（分）添付図 6-1 RHR 出口配管破断＋CCF におけるHPCF 手動起動時間と燃料被覆管温度の関係（感度解析）

参考 1 - 130添付３ TRAC 系コードの適格性評価

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