伊方発電所３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）

四国電力株式会社

改訂来歴
番号

年月日

内容

初版

2024/4/25

新規作成

１2024/7/3

・詳細設計の結果、警報表示灯の電源について計装用分電盤内の接続先を変更するため、添付資料 1-9 計装用電源単線結線図に反映する。
・記載の適正化―以下余白―

備考

伊方発電所３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
Ⅰ．本文
Ⅱ．添付書類

Ⅰ．本文

伊方発電所３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、「ATENA 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い、「伊方発電所３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）の提出について（原子力発第 24043 号、令和６年４月２５日」
を ATENA に提出している。
その後、工事の詳細設計により、共通要因故障対策設備の警報表示灯の電源について、計装用分電盤内の接続先を変更するため、添付書類の添付資料に反映し、再提出を行う。
なお、「5．手順書の整備と教育及び訓練の実施」については、当社が原子力エネル
ギー協議会（以下、「ATENA」という。）へ提出した「「デジタル安全保護系のソフトウェ
ア共通要因故障への対応」に基づく安全対策に係る実施状況の定期報告について」（原子力発第 24037 号 令和 6 年 4 月 4 日）において「ハード対策完了までに実施予定」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ATENA 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． 確認結果（１） 「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 ATENA 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。
【ATENA 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

-1-

（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 ATENA 技術要件書の各要求内容に対して、有効性評価図書（「三菱ＰＷＲ 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に係る有効性評価について※」MHI-NES-1075、三菱重工業株式会社、令和４年６月）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 3、4 ループの解析結果及びそれらを基にした PWR プラントの有効性評価の検討結果を記載しており、伊方３号機の有効性評価は包含される。
【ATENA 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-2-

（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( 1/8 )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

3.1 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

・デジタル安全保護系共通要因故障を有する多様化設備を設置しなければならない。

化設備である共通要因故障対策設備を設置する。

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生対策基本方針書 3.2 章(39/56)

した場合でも設計基準事故の判断基準を概ね満足できる設備を共通・多様化設備基本設計方針書 2 章

要因故障対策設備として設けていることを設計図書により確認した。
〇

具体的な代替機能は 3.2 項にて、共通要因故障対策設備の範囲は
3.3 項にて確認した。
なお、共通要因故障対策設備のうち設計基準対象施設及び重大事
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いた
め、既存設備状態を示す図書により確認した。
多様化設備を設置する計画であるため、該当しない。

ただし、ソフトウェア CCF が発生するおそれがない場

・デジタル安全保護系共通要因故障対策基本方針書 3.2 章(39/56)

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認できる場合には、多様化設備を設けなくてもよい。

-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( 2/8 )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

デジタル安全保護回路が共通要因故障によってその機能をすべて喪失

デジタル安全保護回路がソフトウェア CCF によって・デジタル安全保護系共通要因故

計基準事故が発生し、かつソフトウェア CCF によりし、かつ運転時の異常な過渡変化、又は設計基準事故が発生した場合その機能をすべて喪失し、かつ運転時の異常な過渡障対策基本方針書 3.2 章

安全機能が喪失した場合においても、設計基準事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共通

変化又は設計基準事故が発生した場合でも設計基(39,43,44/56)

要因故障対策設備として設ける。

準事故の判断基準を概ね満足できるように、多様化

多様化設備である共通要因故障対策設備には、ソフトウェア CCF 対策設備である共通要因故障対策設備には自動作動機

として、原子炉停止系統及び工学的安全施設等の以下の機能を設け能、手動操作機能、警報機能及び指示機能を設ける。

ていることを設計図書により確認した。

・自動作動機能

なお、共通要因故障対策設備のうち設計基準対象

自動原子炉トリップ

施設及び重大事故等対処設備を兼ねる設備につい・補機インターロック線図 SHEET

自動安全注入作動 他ては、機器仕様に変更がないため、既存設備状態を

4-9

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なければならない。

（別表１「共通要因故障対策設備が有する自動作動機能一覧表」参照）
・手動操作機能〇・多様化設備基本設計方針書
7.1.1 章、7.1.3 章、7.2.1 章、7.2.2
章
・原子炉制御保護系ファンクショナ
ルダイヤグラム シート 22

示す図書により確認した。

手動原子炉トリップ
手動安全注入作動（高圧注入／低圧注入） 他（別表２「共通要因故障対策設備が有する手動作動機能一覧表」参照）
・警報機能
多様化自動作動設備作動警報
加圧器圧力異常低警報 他（別表３「共通要因故障対策設備が有する警報機能一覧表」参照）
・指示機能
蒸気発生器狭域水位指示
加圧器水位指示 他（別表４「共通要因故障対策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多様化設備である共通要因故障対策設備を用いて原子炉停止系統、工多様化設備である共通要因故障対策設備の自動作・デジタル安全保護系共通要因故

動により作動させる場合には、運転員が必要な時

学的安全施設等を手動操作する場合に、運転員が必要な時間内に開動機能が動作すると、中央制御室に「多様化自動作障対策基本方針書 3.2 章(39/56)

間内に操作を開始し、判断基準を概ね満足した状始できるよう、ソフトウェア CCF 対策として必要なパラメータの監視及び動設備作動」警報が発信する。これにより、デジタル

態で事象を収束させることができるよう、運転時の共通要因故障対策設備から作動させた原子炉停止系統及び工学的安安全保護回路がソフトウェア CCF によりすべて機能異常な過渡変化又は設計基準事故の発生時に安全施設等の機器の状態の監視が可能な設計とするとともに、ソフトウェア

全保護回路の安全機能動作の異常の発生を認知

CCF 時に必要な原子炉停止系統及び工学的安全施設等の手動操作

準事故が発生したことを検知できる。検知後は、運転し、必要な操作の判断を行える機能を設けなけれができる設計とする。また、 共通要因故障対策設備が自動作動したこと

員が必要な時間内に手動操作を開始できることを設ばならない。

を、吹鳴装置を設け表示灯点灯と共に吹鳴音にて告知する設計とする。

計図書により確認した。

〇

喪失し、かつ運転時の異常な過渡変化又は設計基-4-

（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( 3/8 )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

要件整合性

記載内容（概要）

要求内容

判定

理由

設計図書

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

多様化設備である共通要因故障対策設備の範囲は以下の①～⑦で多様化設備である共通要因故障対策設備の対象範囲

・多様化設備基本設計方針書に必要となる、検出器、操作スイッチ、論理回路、指示ある。

について、当該プラントの安全保護回路のデジタル化の2 章、7.1.1 章、7.1.3 章、7.2.1

計・警報等の計測制御設備とする。

① 検出器

範囲に応じて選定されたことも含めて、設計図書にて明章、7.2.2 章、図 7

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イッチ、重確化されていることを確認した。

蒸気発生器水位検出器
加圧器水位検出器 他（別表４「共通要因故障対策設備が有する指示機能一覧表」参照）

大事故等対処設備等）も多様化設備として用いること

②操作器

ができる。

手動原子炉トリップ操作器

また、多様化設備の範囲は、安全保護回路のデジタ

手動安全注入操作器（高圧注入／低圧注入）

ル化の範囲等により異なるため、多様化設備としてど（別表２「共通要因故障対策設備が有する手動作動機能一覧表」参の設備を選定したか設計図書で明確にする。

照）

他

③論理回路
多様化自動作動盤（個別の論理回路については別表１「共通要因故障対策設備が有す〇

る自動作動機能一覧表」参照）④指示計
蒸気発生器狭域水位指示
加圧器水位指示 他（別表４「共通要因故障対策設備が有する指示機能一覧表」参照）⑤警報
多様化自動作動設備作動警報
加圧器圧力異常低警報 他（別表３「共通要因故障対策設備が有する警報機能一覧表」参照）⑥表示灯
自動作動及び手動操作による弁・補機動作状態の表示灯⑦その他
安全保護系計器ラック（アナログ回路部）、炉外核計装盤、安全保
護系ロジック盤、安全防護系シーケンス盤-5-

（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( 4/8 )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 設計基本方針
デジタル安全保護回路は、十分に高い信頼度でソフ

本項は基本方針を述べたものであり、具体的には「3.5 多トウェア設計がなされており、ソフトウェア CCF が発生様化設備への要求事項」で、耐環境性、耐震性、供給電する可能性は極めて小さく抑えられているため、多様源等について個別に確認した。

化設備は、運転時の異常な過渡変化又は設計基準

なお、共通要因故障対策設備のうち設計基準対象施設

事故が発生し、かつソフトウェア CCF により安全機能及び重大事故等対処設備を兼ねる設備については、機が喪失するという設計基準を超える事象に対応する器仕様に変更がないため、既存設備状態を示す図書によ設備であることから、多様化設備に対しては、設計り確認した。

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
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。

-6-

（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( 5/8 )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。

多様化設備である共通要因故障対策設備自体には多重性は不多様化設備である共通要因故障対策設備は、設計想定

・デジタル安全保護系共通要因故障要である。

外の設備であるため、作動機能の維持について構成機器

対策基本方針書 3.2 章(39/56)

もしくはチャンネルに単一故障もしくは試験または保守の・多様化設備基本設計方針書 5.3.1〇

ための使用状態からの取り外しを想定する必要はない設

章

計方針としていることを設計図書により確認した。
3.5.2 多様性
多様化設備自体には、多様性は要求しない。

多様化設備である共通要因故障対策設備自体には多様性は不
要である。

〇

多様化設備である共通要因故障対策設備自体には多様・デジタル安全保護系共通要因故障性不要とする設計方針としていることを設計図書により確対策基本方針書 3.2 章(40/56)

認した。

・多様化設備基本設計方針書 5.3.2
章

多様化設備は、ソフトウェアを用いた安全保護回路

多様化設備である共通要因故障対策設備は、デジタル安全保

多様化設備である共通要因故障対策設備は、デジタル安・デジタル安全保護系共通要因故障に対して多様性を有した設備とすること。なお、多様護回路とは独立、かつ多様性のある別設備で構成し、ソフトウェ

全保護回路の共通故障要因によって機能が阻害されな対策基本方針書 3.2 章(40/56)性を有した設備とは、アナログ設備等、ソフトウェア

ア CCF の影響で各機能の遂行が阻害されることが無いようにす

いように、ハード回路を用いた設計としていることを設計図

・多様化設備基本設計方針書 5.3.2

書により確認した。

章

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・多様化設備基本設計方針書 5.3.2

タル安全保護回路に用いられるソフトウェアにおいい。

章

CCF によってデジタル安全保護回路と同時にその機能を喪失するおそれがないものをいう。

る。

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 が発生〇－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

多様化設備である共通要因故障対策設備は、「運転時の異常な多様化設備である共通要因故障対策設備は、設置場所

・デジタル安全保護系共通要因故障の異常な過渡変化又は設計基準事故とソフトウェア

過渡変化」又は「設計基準事故」とソフトウェア CCF が重畳するにおける「運転時の異常な過渡変化」又は「設計基準事対策基本方針書 3.2 章(40/56)

CCF が重畳する状態で想定される環境条件におい状態で想定される環境条件において、その機能を発揮できる設

故」とソフトウェア CCF が重畳する環境下で所定の機能・多様化設備基本設計方針書 5.6 章て、その機能を発揮できる設計とすること。

計とする。

〇

が果たせる設計としていることを設計図書により確認した。

-7-

（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( 6/8 )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、多様化設備である共通要因故障対策設備は、基準地震動 Ss

多様化設備である共通要因故障対策設備は、基準地震動 Ss

・デジタル安全保護系共通要因故障

機能維持する設計とすること。

による地震力に対し、機能維持する設計とする。

による地震力に対し機能維持するものとしている。多様化設対策基本方針書 3.2 章(40/56)

備のうち設計基準対象施設と兼用しておらず、個別の耐震評

・多様化設備基本設計方針書 5.5 章

価が必要な多様化自動作動盤については、基準地震動 Ss

・多様化自動作動盤（DAAC 盤）耐震による地震力に対し機能維持できることを設計図書（耐震解

解析計算書

〇

析計算書）により確認した。
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である共通要因故障対策設備は、外部電源が利

多様化設備である共通要因故障対策設備は、非常用直流母

いても、非常用電源系又は重大事故等対処設備電用できない場合においても、非常用電源系又は重大事故等線に接続される計装用電源装置（インバータ）から給電される源系のどちらか一方から給電できる設計とすること。

対処設備電源系のどちらか一方から給電される設計とする。

〇

設計としていることを設計図書により確認した。

・デジタル安全保護系共通要因故障対策基本方針書 3.2 章(40/56)
・多様化設備基本設計方針書 5.10
章
・所内単線結線図
・計装用電源単線結線図

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

多様化設備である共通要因故障対策設備は、２つ以上の発多様化設備である共通要因故障対策設備は、二以上の発電て共用しない設計とすること。また、相互に接続しな電用原子炉施設において共用しない設計とすること。また、

い設計とすること。

相互に接続しない設計とする。

とを設計図書により確認した。

多様化設備は、原子炉の運転中又は停止中に、試多様化設備である共通要因故障対策設備は、原子炉の運転

多様化設備である共通要因故障対策設備は、定期事業者検験又は検査ができる設計とすること。

中又は停止中に、試験又は検査ができる設計とする。

〇

用原子炉施設にて共用及び相互接続しないものとしているこ・デジタル安全保護系共通要因故障対策基本方針書 3.2 章(40/56)

3.5.7 試験可能性〇

査時において、模擬信号あるいは実動作によって設定値・ロジックなどの機能が確認できる設計としていることを設計図書

・デジタル安全保護系共通要因故障対策基本方針書 3.2 章(40/56)
・多様化設備基本設計方針書 5.3.4
章

により確認した。
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である共通要因故障対策設備は、共通要因故障

安全保護回路と共通要因故障対策設備が部分的に設備を保護回路の安全機能を喪失させない設計とするこ対策設備の故障影響により安全保護系の安全機能が喪失し共用する場合には、共通要因故障対策設備の影響により安と。

ない設計とする。

〇

全保護機能を失わないように、安全保護回路は共通要因故
障対策設備に対して隔離デバイス（アイソレータ等）による電気的分離及び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であることを設計図書により確認した。

・デジタル安全保護系共通要因故障対策基本方針書 3.2 章(40/56)
・多様化設備基本設計方針書 5.3.3
章
・安全保護系ブロック図
・安全防護系シーケンス盤装置ロジッ
ク図-8-

（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( 7/8 )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

3.5.9 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、多様化設備である共通要因故障対策設備は、火災・溢水の影

多様化設備である共通要因故障対策設備が仮に火災・安全保護回路の安全機能を喪失させない設計とす響を受けたとしても、安全保護系の安全機能が喪失しない設計

溢水の影響を受けて機能喪失したとしても、多重性を有し

ること。

とする。

た安全保護回路の安全機能を喪失させない設計であるこ〇・デジタル安全保護系共通要因故障対策基本方針書 3.2 章(40/56)
・多様化設備基本設計方針書 5.8 章とを設計図書により確認した。
また、多様化設備である共通要因故障対策設備は、実用上可能な限り不燃性または難燃性材料を設備構成品に使用し、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図書により確認した。

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）、

多様化設備である共通要因故障対策設備は、想定される自然発電所で考慮する自然現象及び外部人為事象等に対し人為による事象、蒸気タービン、ポンプ、その他の機現象（地震を除く）、人為による事象及び蒸気タービン、ポンプ、て、共通要因故障対策設備の受ける影響評価を行った結器又は配管の損壊に伴う飛散物等に対して、多様化

その他の機器又は配管の損壊に伴う飛散物等に対して、共通要

果、これらの事象に対して多様化設備である共通要因故設備がそれらの影響を受けない設計とすること又は

因故障対策設備が影響を受けない設計とする、又は、共通要因

多様化設備がそれらの影響を受けたとしても、安全故障対策設備が影響を受けても安全機能が喪失しない設計と保護回路の安全機能を喪失させない設計とするこする。

〇

・デジタル安全保護系共通要因故障対策基本方針書 3.2 章(40/56)

障対策設備が影響を受けない、または影響を受けたとしても、安全保護系の機能を喪失しないことを確認した。
各事象に対する共通要因故障対策設備への影響評価を
別表５「共通要因故障対策設備の自然現象、外部人為事と。

象等に対する影響評価整理表」に示す。
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

多様化設備である共通要因故障対策設備のうち手動操作器

は、原子炉制御室に設置すること。

は、原則として中央制御室に設置する。また、手動操作器は誤

また、原子炉制御室に設置する場合には、誤操作防操作防止を考慮した設計とする。

誤操作防止を考慮した手動操作器及び表示を 3.3 項の操作スイッチ及び表示として中央制御室に設置する設計とし〇ていることを設計図書により確認した。

止を考慮した設計とするとともに、操作結果が確実に・デジタル安全保護系共通要因故障対策基本方針書 3.2 章(40/56)
・ 多 様化 設 備基 本 設 計方針 書 5.9
章、7.2.1 章

確認できるよう配慮した設計とすること。
なお、有効性評価により、原子炉制御室以外での操手動操作器は中央制御室に設置済みであるため考慮し作で対応可能であることが確認できた場合はこの限ない。

・デジタル安全保護系共通要因故障対策基本方針書 2.3 章(19/56)
・多様化設備基本設計方針書 5.9 章

りではない。
－－-9-

（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/ 8 )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

3.5.12 監視性
多様化設備には、運転時の異常な過渡変化又は設

多様化設備である共通要因故障対策設備のうち、事象発生の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

計基準事故とソフトウェア CCF が重畳した事象の発認知や、事象の判定及び対応操作の判断に必要な警報機能や

ア CCF が重畳した事象を認知できる警報として、3.2 項、生を認知できる警報、事象の判定及び対応操作の監視機能は、中央制御室に設置する。

3.3 項及び別表３「共通要因故障対策設備が有する警報判断に必要な監視設備を原子炉制御室に設置する・デジタル安全保護系共通要因故障対策基本方針書 3.2 章(40/56)
・ 多 様化 設 備基 本 設 計方針 書 5.9
章、7.1.3 章、7.2.2 章

機能一覧表」で示した多様化自動作動設備作動警報をこと。
〇

中央制御室に告知する設計としていることを設計図書により確認した。
事象の判定及び対応操作に必要な監視設備として、3.2
項、3.3 項及び別表４「共通要因故障対策設備が有する指示機能一覧表」で示した指示計を中央制御室に設置する設計としていることを設計図書により確認した。

また、多様化設備が自動で作動した場合には、その多様化設備である共通要因故障対策設備の論理回路（多様化

作動要因が原子炉制御室に表示される設計とするこ

自動作動盤）が自動作動した場合には、中央制御室に警報が表と。

示される設計とする。

〇

多様化自動作動盤が自動で作動した場合には、3.2 項、・多様化設備基本設計方針書 7.1.3

3.3 項及び別表３「共通要因故障対策設備が有する警報章

機能一覧表」で示したとおり、各警報が中央制御室に表示される設計としていることを設計図書により確認した。

- 10 -

（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/ 13)
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

記載内容（概要）

要求内容

要件整合性
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

3.2 事象選定の基本

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的考え（P.8）の異常な過渡変化」及び「設計基準○る。

事故」の全事象を有効性評価の対象とする。
ソフトウェア CCF が同じ影響を与え評価すべき事象において、グルー

る事象はグルーピングすることがでピングは考慮していない。

きる。なお、グルーピングを行う場―

3.3 有効性評価事象
（P.9）

―

- 11 -

合は、代表シナリオの包絡性を確認し、その妥当性を示すこと。
以下に該当する場合は解析を省略で以下の事象は判定基準に対して影対象事象は判定基準に対して影響

3.3.1 運転時の異常なきる。

響が軽微であるため、解析を省略す

が軽微であることを示している。

過渡変化（P.9）

・判断基準に対して影響の程度が軽る。

微である事象3.3.2 設計基準事故

・運転時の異常な過渡変化（P.10）

・蒸気発生器伝熱管破損
・可燃性ガスの発生・被ばく評価全般

4.4 運転時の異常な過○渡変化（P.22,P.30）
4.5.7 蒸気発生器伝熱「運転時の異常な過渡変化」にソ

管破損

フトウェア CCF が重畳した場合、（P181,P.189）

アナログ回路で構成される現行措4.6.2.3 可燃性ガスの置の多様化設備の作動により原子発生（P.217）

（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/ 13)
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

記載内容（概要）

要求内容

炉トリップに至るため、「重大事故

要件整合性
判定

理由

有効性評価図書
4.6.3 被ばく評価への等対策の有効性評価」の１つであ

影響る原子炉停止機能喪失（ATWS） の（P.228～P.233）

有効性評価（原子炉トリップしない仮定）よりも事象進展が緩和される。したがって、この場合、判断基準に照らし合わせて影響の程度が軽微であり、解析を省略する。

- 12 -

蒸気発生器伝熱管破損について、
ソフトウェア CCF の重畳を考慮
し、多様化設備等を用いて事象対応を行う場合における運転操作や操作時間が許可処分済みの設置変
更許可申請書添付書類十解析と同等であり、判断基準に照らし合わ
せて影響の程度が軽微であるため解析を省略する。また、当該事象に関する定性的な検討について述べている。
「可燃性ガスの発生」及び「環境への放射性物質の異常な放出」に分類される事象の被ばく評価について

（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/ 13)
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

記載内容（概要）

要求内容

要件整合性
判定

理由

有効性評価図書は、ソフトウェア CCF の重畳を考慮した場合でも、許可処分済みの設置
変更許可申請書添付書類十解析に対して、判断基準に照らし合わせて影響の程度が軽微であるため解析を省略する。また、これら評価への影響について述べている。
・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- 13 -

・デジタル安全保護回路の動作を期待しない事象―評価すべき事象において、グルー
ピングは考慮していない。

3.2 事象選定の基本的考え（P.9）

下記事象については、デジタル安全

デジタル安全保護回路の動作を期

4.6.3.1 放射性気体廃保護回路の動作を期待していない

待していない事象については解析

棄物処理施設の破損を省略している。

（P.228）

プラントでは、解析を省略する。

・燃料集合体落下・放射性気体廃棄物処理施設の破損○

4.6.3.3 燃料集合体の落下（P.230）

（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/ 13)
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

記載内容（概要）

要件整合性
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

全事象に対する判断基準として設計

設計基準事故において使用される

4.1 判断基準（P.11）

事故において使用される判断基準を準基準事故において使用される判断基

判断基準を準用し、その判断基準

4.4 運転時の異常な過用し、その判断基準を概ね満足するこ

準を準用する。

との確認を行う。

また、解析等により判断基準を概ね満○を概ね満足することの確認を行うこ渡変化ととしている。

4.5 設計基準事故

4.1 判断基準（P.11）

足することを確認している。

- 14 -

設備の健全性が別途確認されている原原子炉格納容器の最高使用圧力/温

健全性が別途確認されている原子子炉格納容器の限界圧力、温度等の度を上回る場合の判断基準として、既炉格納容器の限界圧力/限界温度

条件、及び炉心の著しい損傷防止が達許認可で確認された原子炉格納容器

成できることを適切に確認できる他の判の限界圧力（最高使用圧力の 2 倍）／

断基準を用いてもよい。

限界温度（200℃）を設定している。

○

を判断基準として設定している。

（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/ 13)
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

記載内容（概要）

要求内容

要件整合性
判定

理由

有効性評価図書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「原子炉冷却材喪失」以外の事象にな過渡変化又は設計基準事故に対す

ついては、最適評価コードを適用する評価を行うこと。

る。

保守的評価によって解析した結果が余解析対象とする「原子炉冷却材喪

保守的な評価コードの適用を示すと裕をもって判断基準を満足する場合に失」については、現行措置及び追加

ともに、その理由を記載している。

は、保守的評価を採用してもよい。

措置の多様化設備により、設置変更

最適評価コードの適用を示してい○許可申請書 添付書類十解析（設計- 15 -

基準事故）と同様の過渡応答になると考えられ、最適評価を適用する必要はないと判断されるため、添付書
類十解析と同じ保守的評価を適用
する。

○

る。

4.2 解析に使用する計算プログラム（P.12）

4.2 解析に使用する計算プログラム（P.12）

（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/ 13)
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

記載内容（概要）

要求内容

要件整合性
判定

理由

有効性評価図書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

設置変更許可申請書 添付書類十

添付書類十解析と同様に、全ての運の状態として、通常運転範囲及び運転

解析（設計基準事故）では、「発電用

転範囲及び運転期間を包絡する解期間の全域を対象とすること。

軽水型原子炉施設の安全評価に関析条件を設定している。

4.3 基本解析条件（P.14）

する審査指針」の要求に従い、異常状態の発生前の状態として通常運転
範囲及び運転期間の全域について○考慮し、判断基準に照らして最も厳- 16 -

しくなる初期状態（解析条件）を選定している。ソフトウェア CCF 対策の有効性評価についても、この方針に従い解析条件を設定している。
解析は、想定した事象が、判断基準を

添付書類十解析と同様、事象発生か

事象発生から、注水等によりプラント

概ね満足しながら、過渡状態が収束

ら安定状態へ移行できると合理的に状態が安定状態へ移行できると判断

変化（各グラフ）し、その後原子炉は支障なく安定状態判断できる時点までの解析結果（グでき、かつ主要パラメータの傾向が4.5 設計基準事故へ移行できることが合理的に推定できラフ）を示している。

事象収束の方向にあると判断できる（各グラフ）

る時点までを包含すること。

○

時点まで解析を実施している。

4.4 運転時の異常な過渡（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/ 13)
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
4.4.2 解析で想定する現実的な条件等

記載内容（概要）

要件整合性
判定

理由

事象発生前のプラント初期条件は、設プラント初期条件及び設定根拠を、プラント初期条件及び設定根拠が示

計値等に基づく現実的な値を用いるこ

解析条件として示している。また、添されている。

と。その場合には、安全設計の妥当性

付書類十解析と異なる条件を用いた確認に用いる安全解析における解析

ものは、差異及び根拠を示している。

○

条件との差異及び根拠を明確にすること。

- 17 -

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、機器容量等の解析条件及び設等）、機器の容量等は、設計値等に基定根拠を示している。また、添付書

づく現実的な値を用いること。その場合

類十解析と異なる条件を用いたものには、安全設計の妥当性確認に用いるは、差異及び根拠を示している。

4.3 基本解析条件（P.14）
4.4 運転時の異常な過渡変化（各主要解析条件表）
4.5 設計基準事故（各主要解析条件表）添付 1-1、添付 1-2

技術要件書の緩和既定の適用は必4.3 基本解析条件

須ではなく、計装上の誤差の考慮は（P.16,P.17）

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。
差は考慮しなくともよい。

――

4.3 基本解析条件（P.14）
4.4 運転時の異常な過渡変化（各主要解析条件表）
4.5 設計基準事故（各主要解析条件表）添付 1-1、添付 1-2

解析条件及び根拠が示されている。

○

作動設定点等については計装上の誤有効性評価図書

保守的な設定としている。

（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/ 13)
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

記載内容（概要）

要求内容

要件整合性
理由

4.4 運転時の異常な過渡―

誤操作が起因の一つとなる「運転時の異常な過渡変化」の評価では、「主給水流量喪失」を代表として有効性評価を実施している。「主給水流量喪失」はポンプ等の故障が起因事象であり、誤操作が起因ではないため、現実的な操作の条件を仮定する
必要はない。

4.3 基本解析条件（P.14）
4.4 運転時の異常な過渡変化（各主要解析条件表）
4.5 設計基準事故（各主要解析条件表）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こと。その場合には、現実的な操作条件の根拠を明確にすること。

―

有効性評価図書判定

変化（P.18）

4.4.3 安全系機能に対する仮定- 18 -

ソフトウェア CCF によりデジタル安全保各事象においてデジタル安全保護

ソフトウェア CCF による機能喪失を護回路の機能が喪失し、原子炉停止

回路の機能喪失に伴い、本設の原子解析条件に反映している。

系統及び工学的安全施設が自動作動

炉停止系統及び工学的安全施設がしない。

動作しないことを解析条件としてい○る。

デジタル安全保護回路を経由しない、「原子炉格納容器健全性評価」におソフトウェア CCF による機能喪失へ

4.3 基本解析条件（P.14）

自動起動信号又は運転員が事象の発いて、デジタル安全保護回路の機能の対応操作として、手動起動を解析

4.5.8 原子炉格納容器健生を認知した場合の手動起動信号によ喪失に伴い自動起動しない格納容り、原子炉停止系統及び工学的安全器スプレイ設備について、手動起動

添付 1-3 運転員操作条

施設は作動可能とする。

操作を解析条件としている。

件○

条件として反映している。

全性評価（P.196）

（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/ 13)
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

記載内容（概要）

要求内容

要件整合性
判定

理由

有効性評価図書

自動起動信号又は運転員の手動操作

各事象において、起因事象による影起因事象の影響を受けない安全機

4.3 基本解析条件（P.14）

による、最も確からしいプラント応答を響を受けない、安全機能を有する機能を有する機器の単一故障を解析評価するため、安全機能を有する機器器の単一故障は仮定していない。

4.4 運転時の異常な過渡変化（各主要解析条件表）
4.5 設計基準事故（各主要解析条件表）○条件としていない。

の単一故障は想定しない。

- 19 -

安全機能のサポート系（電源系、冷却起因事象との従属性がなく、かつソ

必要な安全機能に対するサポート系

4.3 基本解析条件（P.14）

系、空調系等）は、起因事象との従属

フトウェア CCF の影響を受けない安について、起因事象及びソフトウェア

添付 2 多様化設備が作性がなく、かつソフトウェア CCF の影響

全機能のサポート系（電源系、冷却CCF の影響を受けないことを確認し動させる設備に対するを受けない場合は、起因事象が発生す

系、空調系等）の作動状態を想定すている。

サポート系の有効性

る前の作動状態を維持する。

る。また、これらのサポート系を利用

起因事象が外部電源喪失である事

4.3 基本解析条件（P.14）○

した原子炉停止系統及び工学的安
全施設の作動を仮定する。

4.4.4 常用系機能に対する仮定
起因事象として外部電源の喪失を仮定

起因事象が外部電源喪失である事する事象以外は、外部電源は利用可

象以外では、外部電源喪失は仮定し

能とする。

ていない。

件としていない。

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

起因事象の影響を受けない常用系

象発生後も機能し続ける設備は、故障

設備は、機能喪失は仮定していなの仮定から除外する。

い。

○

○

象以外は、外部電源喪失を解析条

設備の機能喪失を解析条件としていない。

4.3 基本解析条件（P.14)

（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/ 13)
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

記載内容（概要）

要件整合性
判定

理由

常用系機能の喪失が起因となる事象が常用系機能の喪失が前提となる事象

常用系である各種制御系等の故障前提である場合は、当該事象を評価すでは、当該常用系の機能には期待しる際にはその機能を期待しない。

ていない。

後、その機能には期待していない。

多様化設備を含めて単一故障は想多重性が要求されない多様化設備

定していない。

の単一故障を想定していない。

○

有効性評価図書4.3 基本解析条件（P.15)

を起因とする事象では、事象発生

4.4.5 多様化設備に関連する条件（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- 20 -

定しない。
・多様化設備がもつ緩和機能の有効性

多様化設備が作動させる原子炉停

多様化設備が代替作動させる設備を確認する観点から、多様化設備が止系統、工学的安全施設等は、そのの故障及び誤動作が起因となる事象

代替作動させる原子炉停止系統、工サポート系が使用できない場合を除は想定していない。

学的安全施設等の故障及び誤動作

き作動を仮定しており、多様化設備が起因となる事象は想定しない。

が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作動が起因となる事象は想定していない。

○

4.4 運転時の異常な過渡変化（各主要解析条件表）
4.5 設計基準事故（各主要解析条件表）4.3 基本解析条件（P.14)

（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/ 13)
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

記載内容（概要）

要件整合性
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

多様化設備が作動させる設備は、そ4.3 基本解析条件（P.14）

系統、工学的安全施設等は、そのサ止系統、工学的安全施設等は、そののサポート系が起因事象及びソフト

添付 2 多様化設備が作

ポート系（電源系、冷却系、空調系

サポート系が使用できない場合にはウェア CCF の影響を受けず利用可

動させる設備に対する等）が利用可能であることを確認し、利用できないものとする。

能であることを確認している。

サポート系の有効性○

使用できない場合原子炉停止系統、
工学的安全施設等は利用できないものとする。
（2）操作条件- 21 -

・運転員による手動操作をソフトウェア

有効性評価で期待している手動操

解析上の運転員の手動操作の成立性 4.3 基本解析条件(P.15)

CCF 対策として期待することができ

作は、ハード対策（追加措置）完了まが、運転員操作手順書、教育訓練に

添付 1-3 運転員操作条る。ただし、有効性評価において運でに整備される操作手順書に従い操より裏付けられることを示している。

件

転員による手動操作を期待する場合

作が適切に行われること、及び運転には、原子炉制御室において運転操作訓練が適切に行われることを前員による事象の認知が可能であり、提としている。

それに基づく操作手順書が整備され、運転操作訓練が適切に行われることによって、手動操作が適切に実施されることが前提となる。

○

（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/ 13)
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

記載内容（概要）

要件整合性
判定

・原子炉制御室での運転操作開始時

理由

有効性評価図書

中央制御室での原子炉停止系統及間を現実的な想定としてもよい。そのび工学的安全施設の手動操作はな場合においては、運転員による事象

い。

の認知から運転操作開始までの時

―

―

―

間を適切に考慮し、その根拠を明確にすること。

- 22 -

・原子炉制御室外における運転員によ有効性評価で期待している中央制

移動や操作に係る所要時間を計測

4.3 基本解析条件(P.15)

る現場操作を考慮してもよい。その御室以外での現場操作は、現場へし、根拠を明確にした上で、中央制

添付 1-3 運転員操作条

場合においては、原子炉制御室にの移動時間、現場での操作時間の御室以外での現場操作の成立性を件おける運転員による事象の認知から

各所要時間に基づき、解析条件とし確認している。

現場操作場所までの移動時間、及て設定している。

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(13/ 13)
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

記載内容（概要）

要件整合性
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及びモ

4.2 解析に使用する計算

常な過渡変化又は設計基準事故の解及びモデルについて詳述した他のデルは、引用した他の資料から確認プログラム（P.12,13）

析で用いる計算プログラム及びモデ

資料を引用している。（「原子炉冷却できる。

６．参考文献（P.240）

ル、又は最適評価コード及び現実的な材喪失」は設置変更許可申請書 添

計算モデルを使用すること。

付書類十（設計基準事故）解析で用○いているコードを使用、「原子炉冷却材喪失」以外の事象は SPARKLE-2- 23 -

コードを使用）
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及びモ

4.2 解析に使用する計算は、適用範囲について、妥当性確認及及びモデルの適用妥当性について

デルの妥当性や許認可使用実績

プログラム（P.12）

び検証が行われたものであること。なは、設置変更許可申請書 添付書類

は、引用した他の資料から確認でき

お、許認可での使用実績により、計算

十解析（設計基準事故、重大事故等

プログラム及びモデルの確認が行われ対策の有効性評価）での使用実績をている場合には、妥当性確認及び検証記載するとともに、詳述した他の資料は不要である。

を引用している。

○

る。

６．参考文献（P.240）

別表１

別表１ 共通要因故障対策設備が有する自動作動機能一覧表
1. 原子炉非常停止信号
検

出

器

及

び

作

動

条

件
原 子 炉 非 常

原子炉非常
停止信号の
種

類

原
検 出 器 の

非
個数

種

取

付

箇

常

信
統

止

停 止 信 号 を
備

に
設

要

系

停

炉

所

類

す
号

の

定

値

る
個

考

発 信 さ せ な い
条

件

数

名
蒸気発生器 A

蒸気発生器 A
水位検出器

子

（ ラ イ ン 名 ）1
原子炉格納容器（Ch.Ⅰ）

設

置

床- 24 -

EL.24.0m
系
蒸気発生器

蒸気発生器 B

水位低

水位検出器

（ＣＣＦ）

（Ch. Ⅱ）

統

蒸気発生器 B（ ラ イ ン 名 ）12
原子炉格納容器設置床EL.24.0m
系（Ch. Ⅱ）

名
蒸気発生器 C

蒸気発生器 C
水位検出器

統

（ ラ イ ン 名 ）1
原子炉格納容器設

置

正常に原子炉トリッ

各検出器は設計基準

計器スパンのプした場合には、対象施設と共用

7％以上、か

共通要因故障対策つ、11％以下

設備からの作動信設定値根拠は添付２号をブロックする。

参照

名

床
EL.24.0m

別表１

別表１ 共通要因故障対策設備が有する自動作動機能一覧表
検

出

器

及

び

作

動

条

件
原 子 炉 非 常

原子炉非常
停止信号の
種

類

原
検 出 器 の

非
個 数

種

取

付

箇

要

系

統

停 止 信 号 を
備

に

す
号

の

定

値

る
個

考

発 信 さ せ な い
条

件

数

名

（ ラ イ ン 名 ）
1
設

置

床
EL.24.0m

圧力低- 25 -

正常に原子炉トリッ

各検出器は設計基

12.42MPa

プした場合には、共準対象施設と共用

以上、かつ、

通要因故障対策設

12.72MPa 以下

備からの作動信号

設定値根拠は添付２をブロックする。

参照

正常に原子炉トリッ

各検出器は設計基

16.60MPa

プした場合には、共準対象施設と共用

以上、かつ、

通要因故障対策設

16.90MPa 以下

備からの作動信号

設定値根拠は添付２をブロックする。

参照

原子炉格納容器（Ch.Ⅰ）

2
系

統

名
加圧器

加圧器圧力
検出器

止

加圧器

加圧器圧力

（ＣＣＦ）

停

設
信

加圧器

常

炉

所

類

検出器

子

（ ラ イ ン 名 ）1
原子炉格納容器（Ch.Ⅱ）

設置床
EL.24.0m
系

検出器
加圧器

統

名
加圧器

加圧器圧力

（ ラ イ ン 名 ）1
原子炉格納容器（Ch.Ⅰ）

設置床
EL.24.0m

圧力高
（ＣＣＦ）

2
系

（Ch.Ⅱ）

名
加圧器

加圧器圧力
検出器

統

（ ラ イ ン 名 ）1
原子炉格納容器設置床EL.24.0m

別表１

別表１ 共通要因故障対策設備が有する自動作動機能一覧表
2.

工学的安全施設等の作動信号
検

工

学

出

器

及

び

作

的

工

安 全 施 設 等 の
作

動

信

号

種

の
類

動
学

条

件

作

種

類

箇

所

系

統

動

信

号

設

定

値

発

作

動

に

要

す

る

さ

信 号 の 個 数

条

数

を
考

信
せ

な

い
件

名
蒸気発生器 A

蒸気発生器 A
水位検出器

付

的

備

個
取

学

安 全 施 設 等 の的

安全施設等の検 出 器 の工

（ライン名）
1
原子炉格納容器（Ch.Ⅰ）

設

置

床- 26 -

EL.24.0m
各検出器は設計
系
補助給水

蒸気発生器

蒸気発生器 B

ポンプ

水位低

水位検出器

起動信号

（ＣＣＦ）

（Ch. Ⅱ）

統

正常に補助給水ポン

名

計器スパン

蒸気発生器 Bの 7％以上、
2

1
原子炉格納容器設

置

基準対象施設とプが起動した場合、（ライン名）

床
EL.24.0m

共用
自動で補助給水ポン

か つ 、 11 ％プ起動信号が阻止さ
以下

設定値根拠は添
れる。
付２参照

系

水位検出器
（Ch. Ⅱ）

統

名
蒸気発生器 C

蒸気発生器 C

（ライン名）
1
原子炉格納容器設

置

床EL.24.0m

別表１

別表１ 共通要因故障対策設備が有する自動作動機能一覧表
検
工

学

出

器

及

び

作

的

工

安 全 施 設 等 の
作

動

信

種

号

の
類

動
学

条

件

作

種

類

付

箇

所

動

信

号

設

定

値

発

作

動

に

要

す

る

さ

信 号 の 個 数

条

数

的

を
備

個
取

学

安 全 施 設 等 の的

安全施設等の検 出 器 の

工

考

信
せ

な

い
件

正常に原子炉トリップし主蒸気た場合には自動で主蒸
ライン

（注１）

（注１）
気ライン隔離信号が阻

隔離信号
止される。
正常に原子炉トリップし- 27 -

主給水

た場合には自動で主給
（注１）

隔離信号

（注１）
水隔離信号が阻止される。

（注１）蒸気発生器水位低（ＣＣＦ）、加圧器圧力低（ＣＣＦ）及び加圧器圧力高（ＣＣＦ）による原子炉非常停止信号及び蒸気発生器水位低（ＣＣＦ）による補助給水ポンプ起動信号と同じ

別表１

別表１ 共通要因故障対策設備が有する自動作動機能一覧表
検

出

器

及

び

作

工 学 的 安 全 施 設 等 の
作

動

信

号

の

種

類

動

条

件

作

工学的安全施設
検出器の
種

類

付

箇

所

等の作動に要す

設

定

値

数

加圧器
安全注入

件

各検出器は設1

正常に安全注入が作

原子炉格納容器（Ch.Ⅰ）

設

置

11.03MPa

床

異常低

系

以上、かつ、

統設と共用
通要因故障対策設備

11.33MPa

名からの作動信号をブ

加圧器

加圧器圧力

計基準対象施動した場合には、 共

EL.24.0m

検出器

考発 信 さ せ な い（ライン名）

圧力

（ＣＣＦ）

を

名

2
作動信号

号

加圧器

加圧器圧力
検出器

統

信

条

る信号の個数
系

動

備

個
取

工学的安全施設等の

以下（ライン名）

設定値根拠はロックする。

1

添付２参照

原子炉格納容器（Ch.Ⅱ）

設

置

床- 28 -

EL.24.0m
余熱除去

余熱除去

系

余熱除去
ポンプＡ

ポンプＡ
出口流量

（ライン名）
1

1

検出器

余熱除去

（Ch.Ⅲ）

設

余熱除去

系

置

統

検出器
（ＣＣＦ）

閉信号

（Ch.Ⅲ）

通要因故障対策設備と共用からの作動信号をブ

設定値根拠はロックする。

添付２参照

正常に安全注入が作

検出器は設計249 m3/h

動した場合には、 共基準対象施設以上、かつ通要因故障対策設備と共用

271m3/h 以下からの作動信号をブ

設定値根拠はロックする。

添付２参照

名（ライン名）
1

1

出口流量高
弁

以 上 、 か つ

床

余熱除去 A 系統

ポンプＡ
出口流量

基準対象施設EL.-0.5m

ポンプＡ
ミニマムフロー

動した場合には、 共

128m /h 以下

原子炉補助建屋

余熱除去
ポンプＡ

102m /h

3

（ＣＣＦ）
開信号

検出器は設計3

出口流量低弁

正常に安全注入が作名
余熱除去 A 系統

ポンプＡ
ミニマムフロー統

原子炉補助建屋設

置

床EL.-0.5m

別表２

別表２ 共通要因故障対策設備が有する手動作動機能一覧表

操 作 器 の 種 類
原子炉トリップ

個数

考

2
A ループ

1

B ループ

1

C ループ

1

全ループ

2

主蒸気ライン A ループ
隔離
B ループ

1

C ループ

1

主給水隔離

取 付 箇 所備
（ 設 置 床 ）原子炉補助建屋
EL.17.0m（中央制御室）1

安全注入作動低圧注入／
高圧注入各１

格納容器隔離2

補助給水流量調整・隔離

3

主蒸気逃がし弁

3加圧器逃がし弁2- 29 -

各操作器は設計
基準対象施設と共用

別表３

別表３ 共通要因故障対策設備が有する警報機能一覧表

警

報

の

種

類

個 数

多 様 化 自 動 作 動 設 備 作 動

1

加
圧

圧
力

器
低

1

フ ァ ー ス ト
加
ア
ウ
ト
圧
警
報

圧
力

器
高

1

蒸 気 発 生 器
水位低1

蒸 気 発 生 器 水 位 異 常 高

1

加

1

圧

器

圧

力

異

常

低

- 30 -

取 付 箇 所備
（ 設 置 床 ）原子炉補助建屋
EL.17.0m（中央制御室）考

設計基準対象施設の警報設備とは異なる設備として、中央盤（原子炉補助盤）に設置する。

別表４

別表４ 共通要因故障対策設備が有する指示機能一覧表

名

称
中間領域
中性子束
（Ch.Ⅰ）

検
の

出
種
γ線
補償型
電離箱

- 31 -

１次冷却材圧力（Ch.Ⅲ）

弾性圧力
検出器

１次冷却材
低温側温度
（広域）
（Ch.Ⅱ）

測温
抵抗体

加圧器水位
（Ch.Ⅰ）

主蒸気ライン
圧力（Ch.Ⅲ）
主蒸気ライン
圧力（Ch.Ⅲ）

器
類

差圧式
水位検出器

弾性圧力
検出器

弾性圧力
検出器

計

測

範

-１１

囲

個

数

-３

10 ～5×10 A(1.3×10２～6.6×10１０cm-2･s-1)

0～21.0MPa

1

1

検
系
（ ラ

出

0～100％

0～8.5MPa

3

1

1

イ

2

ン

名
名 ）

設

置

床

系
（ ラ

統

名
名 ）

イ

系
（ ラ

ン
置
統

イ

ン

名

所

ループ C

原子炉格納容器
EL.17.0m

統

名
名 ）

加圧器

設

置

床

原子炉格納容器
EL.17.0m

系
（ ラ

統

名
名 ）

A 主蒸気ライン

イ

系
（ ラ
設

ン
置
統

イ

ン
置

名

考

原子炉格納容器
EL.17.0m

ループ A、B、C

系
（ ラ

備

－

名
）
床

ン

箇

原子炉格納容器
EL.17.0m

置

イ

付

床

設

設

0～8.5MPa取統設

0～400℃器

床

原子炉建屋
EL.24.0m

名）B、C 主蒸気ライン

床

原子炉建屋
EL.17.0m

各検出器～指示計
は設計基準対象施設と共用指示計の取付箇所
は原子炉補助建屋
EL.17.0m（中央制御室）別表４

別表４ 共通要因故障対策設備が有する指示機能一覧表
名

称

検
の

出
種

器
類

蒸気発生器
狭域水位
（Ch.Ⅰ）

差圧式
水位検出器

蒸気発生器
狭域水位

差圧式

（Ch.Ⅱ）
格納容器内
圧力（広域）（Ch.Ⅳ）- 32 -

燃料取替用水タンク水位（Ch.Ⅰ）

格納容器再循環
サンプ水位（広域）（Ch.Ⅲ）

水位検出器

弾性圧力
検出器

差圧式水位
検出器

差圧式水位
検出器

計

測

範

0～100％

0～100％

0～0.35MPa0～100％

0～100％

囲

個

数

1

2

取
系
（

付

箇

統
ラ

イ

ン

名

所

名
）

蒸気発生器 A設

置

床

原子炉格納容器
EL.24.0m

系
（

統

名
）

蒸気発生器 B、C

ラ

イ

ン

名

設

置

床

原子炉格納容器
EL.24.0m

系
（

統

名
）

－

ラ

イ

ン

名

1
設

置

床

系
（

統

名
）

ラ

イ

ン

名

1
設

置

床

系
（

統

名
）

ラ

イ

ン

名

1
設

置

床

備

考

各検出器～指示計は設計基準対
象施設と共用原子炉建屋
EL.17.0m
燃料取替用水タンク
原子炉補助建屋
EL.19.0m
格納容器再循環サンプ A
原子炉格納容器
EL.10.0m

指示計の取付箇所は原子炉補助建屋
EL.17.0m（中央制御室）別表５

別表５ 共通要因故障対策設備の自然現象、外部人為事象等に対する影響評価整理表（判定記号）〇：影響なし

設置（変更）許可において想定される
自然事象等（参考）設置許可での想定/対策の概要－：該当なし各事象に対する共通要因故障対策設備への影響評価
結果

理由

津波防護対象設備（津波防護施設、浸水防止設備、津波監視設備及び非常用取水設備を除く。）を内包
津波する建屋及び区画の設置された敷地において、基準津波による遡上波を地上部から到達又は流入させな〇い等により安全機能を損なうことのない設計とする。

- 33 -

風（台風）想定される自然現象（地震除く）
竜巻

凍結

風荷重を建築基準法に基づき設定し、それに対し機械的強度を有することにより安全機能を損なうことのない設計とする。
最大風速 100m/s の竜巻が発生した場合においても、竜巻による風圧力による荷重、気圧差による荷重
及び飛来物の衝撃荷重を組み合わせた荷重等に対して安全機能を損なわないために、飛来物の発生防止対策及び竜巻防護対策を行う。
敷地付近での最低気温を考慮し、屋外機器で凍結のおそれのあるものに保温等の凍結防止対策を必要に応じて行うことにより、安全機能を損なうことのない設
計とする。

〇

〇

〇

多様化設備である共通要因故障対策設備は、
当該事象の影響を受けないことを確認した建屋内に設置していることから、本設備への影響は
ない。

別表５

別表５ 共通要因故障対策設備の自然現象、外部人為事象等に対する影響評価整理表（判定記号）〇：影響なし

設置（変更）許可において想定される自然事象等

積雪- 34 -

想定される自然現象（地震除く）

各事象に対する共通要因故障対策設備への影響評価（参考）設置許可での想定/対策の概要
結果

降水

落雷

地滑り

火山

－：該当なし降水に対して、構内排水路で集水し海域へ排出を行う
ことにより、安全機能を損なうことのない設計とする。
積雪荷重を建築基準法に基づき設定し、それに対し機械的強度を有することにより安全機能を損なうことのない設計とする。
雷害防止対策として、原子炉格納施設等への避雷針の設置、接地網の布設による接地抵抗の低減等を行うこと
により、安全機能を損なうことのない設計とする。
地滑りが発生するおそれのない位置に設置することにより、安全機能を損なうことのない設計とする。
降下火砕物による直接的影響及び間接的影響のそれ
ぞれに対し、安全機能を損なわない設計とする。

理由

〇

〇

〇

〇

〇

多様化設備である共通要因故障対策設備は、
当該事象の影響を受けないことを確認した建屋内に設置していることから、本設備への影響は
ない。

別表５

別表５ 共通要因故障対策設備の自然現象、外部人為事象等に対する影響評価整理表（判定記号）〇：影響なし

設置（変更）許可において想定される自然事象等－：該当なし各事象に対する共通要因故障対策設備への影響評価（参考）設置許可での想定/対策の概要
結果

理由

生物学的事象として、海生生物であるクラゲ等の発生、小動物の侵入を考慮する。クラゲ等の発生に対しては、塵芥による原子炉補機冷却海水設備等への影響を防
生物学的影響止するため除塵装置を設置し、必要に応じて塵芥を除去することにより、安全機能を損なうことのない設計とす〇る。また、小動物の侵入に対しては、屋外設置の端子箱
貫通部等へのシールを行うことにより、安全機能を損な- 35 -

うことのない設計とする。

多様化設備である共通要因故障対策設備は、想定される自然現象

当該事象の影響を受けないことを確認した建屋（地震除く）

森林火災

過去 10 年間の気象条件を調査し、発電所から直線距内に設置していることから、本設備への影響は

離で 10km の間に発火点を設定し、森林火災シミュレー

ない。

ションを用いて影響評価を実施し、影響評価に基づいた防火帯幅を確保すること等により、安全機能を損なう〇ことのない設計とする。
敷地の整地レベルを EL.+10ｍとすることにより、高潮に高潮より安全機能を損なうことのない設計とする。

〇

別表５

別表５ 共通要因故障対策設備の自然現象、外部人為事象等に対する影響評価整理表（判定記号）〇：影響なし

設置（変更）許可において想定される自然事象等

各事象に対する共通要因故障対策設備への影響評価（参考）設置許可での想定/対策の概要
結果- 36 -

外部人為行為

近隣工場等の火災－：該当なし・発電所敷地外 10km 以内の範囲において、火災により安全施設に影響を及ぼすような石油コンビナート施設はない。
・発電所敷地内に設置する危険物タンク等の火災発生
時の輻射熱による外部火災防護施設の建屋の表面温度等を許容温度以下とすることにより、安全機能を損な
うことのない設計とする。
・発電所敷地内への航空機墜落に伴う火災発生時の輻射熱による外部火災防護施設の建屋の表面温度等
を許容温度以下とすることにより、安全機能を損なうことのない設計とする。
・発電所港湾内に入港する船舶の火災発生時の輻射熱による外部火災防護施設の建屋の表面温度等を許
容温度以下とすることにより、安全機能を損なうことのない設計とする。
・石油コンビナート施設の火災、発電所敷地内に設置する危険物タンク等の火災、航空機墜落による火災及び発電所港湾内に入港する船舶の火災に伴うばい煙等発生時の二次的影響に対して、外気を取り入れる換気空調設備、外気を設備内に取り込む機器及び室内の空気を取り込む機器に分類し、影響評価を行い、必要な場合は対策を実施することで、安全機能を損なうことのない設計とする。

理由

多様化設備である共通要因故障対策設備は、
当該事象の影響を受けないことを確認した建屋〇内に設置していることから、本設備への影響は
ない。

別表５

別表５ 共通要因故障対策設備の自然現象、外部人為事象等に対する影響評価整理表（判定記号）〇：影響なし

設置（変更）許可において想定される自然事象等－：該当なし各事象に対する共通要因故障対策設備への影響評価（参考）設置許可での想定/対策の概要
結果

理由

外部火災により発生する有毒ガスの影響については、
適切な防護対策を講じることにより、安全機能を損なうことのない設計とする。有毒ガス発生時、居住性の確保が必要な場所については、外気取入ダンパの閉止又は閉
有毒ガス

回路循環運転により、建屋内への有毒ガスの侵入を阻〇止することで、安全機能を損なうことのない設計とする。
幹線道路、鉄道路線、一般航路及び石油コンビナート- 37 -

外部人為行為

施設は、発電所から離れており、有毒ガスを考慮する必

多様化設備である共通要因故障対策設備は、要はない。

当該事象の影響を受けないことを確認した建屋

海上交通としては、一般航路が発電所沖合約 13km、阪内に設置していることから、本設備への影響は

神－九州間の定期航路が発電所沖合約 18km にあり、ない。

発電所から離れている。また、小型船舶が発電所近傍で漂流した場合でも、敷地前面の護岸等に衝突して止船舶の衝突まることから取水性に影響はない。仮に海水取水口に向かったとしても、海水取水口の呑口高さが十分低いことから、浮遊する小型船舶が海水取水口呑口に到達する可能性は低く、通水機能が損なわれるような閉塞は生
じない。

〇

別表５

別表５ 共通要因故障対策設備の自然現象、外部人為事象等に対する影響評価整理表（判定記号）〇：影響なし

設置（変更）許可において想定される自然事象等（参考）設置許可での想定/対策の概要－：該当なし各事象に対する共通要因故障対策設備への影響評価
結果

理由

安全機能を有する原子炉保護設備は、発電用原子炉施設で発生する電磁干渉や無線電波干渉等により機多様化設備である共通要因故障対策設備は、能が喪失しないよう、計測制御回路を構成する安全保
外部人為行為

電磁的障害

護系計器ラック及びケーブルは、ラインフィルタや絶縁回路の設置により、サージ・ノイズの侵入を防止するととラインフィルタや絶縁回路の設置により、サー〇ジ・ノイズの侵入を防止するとともに、鋼製筐体等の適用により電磁波の侵入を防止する設計ともに、鋼製筐体や金属シールド付ケーブルの適用によりしている。

電磁波の侵入を防止する設計としているため、電磁的- 38 -

障害により安全機能を損なうことはない。
蒸気タービン等の損壊に伴う飛散物により安全性を損なわない設計とする。蒸気タービン及び発電機は、破損
その他

タービン等の飛来物防止対策を行うことにより、破損事故の発生確率を低くするとともに、ミサイルの発生を仮に想定しても安全機能を有する構築物、系統及び機器への到達確率を低くす〇

回転機器側で飛散物の発生防止等を行う設計であり、問題ない。

ることによって、発電用原子炉施設の安全性を損なわない設計とする。
自然事象のうち洪水に関しては、発電所の施設への影響がないことから、影響を及ぼす事象から除外している。
外部人為事象のうちダムの崩壊、爆発に関しては、発電所の施設への影響がないことから、影響を及ぼす事象から除外している。
航空機落下については、航空機落下確率評価を行った結果、防護設計の要否判断の基準を超えないため、航空機落下による防護設計を考慮しないこととしている。
以上

Ⅱ．添付書類

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 デジタル安全保護系共通要因故障対策基本方針書
添付１－２ 多様化設備基本設計方針書
添付１－３ 原子炉制御保護系ファンクショナルダイヤグラム
添付１－４ 補機インターロック線図
添付１－５ 多様化自動作動盤（DAAC 盤） 耐震解析計算書
添付１－６ 安全保護系ブロック図
添付１－７ 安全防護系シーケンス盤 装置ロジック図
添付１－８ 所内単線結線図
添付１－９ 計装用電源単線結線図
添付２ 共通要因故障対策設備の設定値根拠に関する説明書
添付３ 「４．有効性評価」における有効性評価図書

添付１「３．多様化設備要件」における設計図書

添付１－１ デジタル安全保護系共通要因故障対策
基本方針書
本資料は、機密に係る情報のため公開できません添付１－２ 多様化設備基本設計方針書
本資料は、機密に係る情報のため公開できません添付１－３ 原子炉制御保護系ファンクショナル
ダイヤグラム
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 補機インターロック線図
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 多様化自動作動盤（DAAC 盤）
耐震解析計算書
本資料は、機密に係る情報のため公開できません添付１－６ 安全保護系ブロック図
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 安全防護系シーケンス盤 装置ロジック図
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 所内単線結線図
本資料は、機密に係る情報のため公開できません添付１－９ 計装用電源単線結線図
本資料は、機密に係る情報のため公開できません添付２ 共通要因故障対策設備の設定値根拠に関する説明書
本資料は、機密に係る情報のため公開できません添付３ 「４．有効性評価」における有効性評価図書

MHI-NES-1075

三菱ＰＷＲ

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に係る有効性評価について

令和４年６月三菱重工業株式会社- 添 3-1 -

目

次

１.

まえがき

--------------------------------------------------------------- 1

２.

デジタル安全保護回路のソフトウェア CCF 対策について ------------------------ 2

2.1

ソフトウェアCCFについて

2.2

ソフトウェアCCF対策について

３.

----------------------------------------------- 2------------------------------------------- 3

ソフトウェア CCF 対策の有効性評価事象の選定について

3.1

有効性評価の目的

3.2

事象選定の基本的考え

3.3

有効性評価事象------------------------------------------------------ 8-------------------------------------------------- 8-------------------------------------------------------- 93.3.1

運転時の異常な過渡変化

3.3.2

設計基準事故４.

-------------------------------------------- 9------------------------------------------------------ 9

ソフトウェア CCF 対策の有効性評価

4.1

判断基準

4.2

解析に使用する計算プログラム

4.3

基本解析条件4.4

運転時の異常な過渡変化

4.4.1

4.5

---------------------- 8--------------------------------------- 11------------------------------------------------------------ 11----------------------------------------- 12--------------------------------------------------------- 14

主給水流量喪失----------------------------------------------- 18--------------------------------------------------- 18

4.4.1.1

代表３ループプラント----------------------------------------- 21

4.4.1.2

代表４ループプラント----------------------------------------- 29

設計基準事故--------------------------------------------------------- 37

4.5.1 原子炉冷却材喪失(ECCS性能評価)----------------------------------- 37

4.5.1.1

過渡変化の原因及び説明 ----------------------------------------- 37

4.5.1.2

解析ケース ----------------------------------------------------- 37

4.5.1.3

判断基準 ------------------------------------------------------- 37

4.5.1.4

解析条件 ------------------------------------------------------- 38

4.5.1.5

代表３ループプラント----------------------------------------- 42

4.5.1.6

代表４ループプラント----------------------------------------- 54(i)- 添 3-2 -4.5.2 原子炉冷却材流量の喪失------------------------------------------- 66

4.5.2.1

代表３ループプラント----------------------------------------- 68

4.5.2.2

代表４ループプラント----------------------------------------- 76

4.5.3 原子炉冷却材ポンプの軸固着--------------------------------------- 84

4.5.3.1

代表３ループプラント----------------------------------------- 86

4.5.3.2

代表４ループプラント----------------------------------------- 94

4.5.4 主給水管破断---------------------------------------------------- 102

4.5.4.1

代表３ループプラント---------------------------------------- 105

4.5.4.2

代表４ループプラント---------------------------------------- 113

4.5.5 主蒸気管破断---------------------------------------------------- 121

4.5.5.1

代表３ループプラント---------------------------------------- 124

4.5.5.2

代表４ループプラント---------------------------------------- 132

4.5.6 制御棒飛び出し-------------------------------------------------- 140

4.5.6.1

代表３ループプラント---------------------------------------- 144

4.5.6.2

代表４ループプラント---------------------------------------- 159

4.5.7 蒸気発生器伝熱管破損-------------------------------------------- 174

4.5.7.1

代表３ループプラント---------------------------------------- 178

4.5.7.2

代表４ループプラント---------------------------------------- 186

4.5.8 原子炉冷却材喪失(原子炉格納容器健全性評価)
4.6---------------------- 194

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

4.6.1 Non-LOCA解析の適用性---------------- 202-------------------------------------------- 202

4.6.2 LOCA解析の適用性------------------------------------------------ 212

4.6.3 被ばく評価への影響---------------------------------------------- 228

５.

まとめ

------------------------------------------------------------- 239

６.

参考文献

------------------------------------------------------------- 240

添付－１ ソフトウェア CCF 対策の有効性評価

基本データ ---------------------- 241

添付－２ 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 -------------- 248(ii)- 添 3-3 -略 語 表ＡＴＥＮＡAtomic Energy Association

原子力エネルギー協議会

ＡＴＷＳ

Anticipated Transient Without Scram

原子炉停止機能喪失

ＣＣＦ

Common Cause Failure

共通要因故障ＣＤ

Discharge Coefficient

流出係数

ＣＶ

Containment Vessel

原子炉格納容器

ＤＮＢＲ

Departure from Nucleate Boiling Ratio

限界熱流束比ＥＣＣＳEmergency Core Cooling System

非常用炉心冷却設備

ＦＰ

Fission Product

核分裂生成物ＬＯＣＡ

Loss of Coolant Accident

原子炉冷却材喪失事故

ＰＣＭＩ

Pellet-Cladding Mechanical Interaction

ペレット－被覆管機械的
相互作用

ＰＣＴ

Peak Cladding Temperature

燃料被覆管最高温度

ＰＷＲ

Pressurized Water Reactor

加圧水型軽水炉

ＲＣＰ

Reactor Coolant Pump

１次冷却材ポンプ

ＲＩＥ

Reactivity Insertion Event

反応度投入事象

ＲＶ

Reactor Vessel

原子炉容器

ＳＧ

Steam Generator

蒸気発生器

ＳＩ

Safety Injection

安全注入

(iii)
- 添 3-4 -１．まえがき
我国の加圧水型原子力発電プラントにおいては、設備の信頼性及び保守性の向上を目的として 1980 年代頃から常用系設備にデジタル計算機を適用してきており、その良好な運転実績を踏まえ、1990 年代頃からは安全保護回路にもデジタル計算機を適用する事例が増えてきている。デジタル計算機では、設計上の要求機能がソフトウェアによって実現されることから、安全保護回路に適用するソフトウェアの信頼性を確保する取り組みとして、ソフトウェアライフサイクル及び構成管理手法を含めた品質保証活動・検証及び妥当性確認を実施してきた。これらの活動により、ソフトウェアに起因する共通要因故障（以下、「ソフトウェア CCF」と称す。
）が発生し、多重化されたデジタル安全保護回路の機能が喪失する可能性は十分低く抑えられている。しかしながら、デジタル安全保護回路を設置した原子力発電事業者（以下、「事業者」と称す。）は、深層防護の観点でより一層の信頼性向上を図るため、デジタル安全保護回路のソフトウェアを介さずに原子炉停止
系統や工学的安全施設を作動できる多様化設備（CCF 対策設備）を自主的に設置してきた。
このような状況の中、令和元年度 第 33 回原子力規制委員会（2019 年 10 月 2 日）において、「発電用原子炉施設におけるデジタル安全保護系の共通原因故障対策等に関する検討チーム」（以下、「NRA 検討チーム」と称す。）が設置され、ソフトウェア CCF 対策の規制化に関する議論が進められた。本 NRA 検討チームにおいて、原子力エネルギー協議会（以下、「ATENA」と称す。）と、原子力規制委員会及び原子力規制庁との議論が重ねられた結果、ATENA は NRA 検討チームにおける議論及び国際水準を踏まえ、炉心の著しい損傷防止を重視し、「運転時の異常な過渡変化」または「設計基準事故」とソフトウェア CCFが重畳する可能性は極めて低いものの、ソフトウェア CCF 影響緩和対策としてさらなる対策を自主的かつ計画的に行うことを ATENA ステアリング会議（2020 年 1 月）で決定し、各事業者に対し対策の実施を要求した。
本文献は、上記要求を受けてさらなる自主対策を検討したとともに、それら対策（多様化設備等）により、想定した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、適切に対処可能であることを解析等により示すことを目的とする。

なお、本文献の記載内容は、三菱重工業（株）が受託した PWR５電力(関西電力（株）、
北海道電力（株）、四国電力（株）、九州電力（株）、日本原子力発電（株）)の共同委託の成果に基づく。

1- 添 3-5 -２．デジタル安全保護回路のソフトウェア CCF 対策について(1)
2.1

ソフトウェア CCF について
ソフトウェア CCF とは、ソフトウェアの不具合に起因して、多重化されたデジタル
安全保護回路が同時に故障（機能喪失）する状態をいう。

2.1.1

ソフトウェア CCF 想定の範囲
ソフトウェア CCF の発生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（設定値比較機能、論理演算機能）とする。ソフトウェア CCF を想定する範囲の例を図 2.1-1 に示す。

デジタル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、「運転時の異常な過渡変化」または「設計基準事故」が発生し安全保護回路の自動作動が要求されたときに、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、
工学的安全施設等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、それ以前に安全保護回路の信号により起動し運転中のポンプ等の機器については、
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。
ここで、ソフトウェア CCF により安全保護機能が誤作動する故障モードについて
は、機器の誤作動に伴うプラント状態の変化により運転員が認知または多様化設備の作動が要求される状態となること、加えて、原子炉停止系統や工学的安全施設等

2- 添 3-6 -の誤作動は「運転時の異常な過渡変化」または「設計基準事故」に包絡されることから、有効性評価では安全保護機能が喪失する状態を想定する。

2.2
2.2.1

ソフトウェア CCF 対策について設置要求
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 対策として、代替作動機能を有する多様化設備を設置することが、ATENA が策定したソフトウェア CCF対策に係る技術要件書(1)（以下、「ATENA ガイド」と称す。）により要求されている。
ただし、ソフトウェア CCF が発生するおそれがない場合もしくは「運転時の異常な過渡変化」または「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多様化設備を用いることなく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（後述）により確認できる
場合には、多様化設備を設けなくても良いとされている。

2.2.2

機能要求
多様化設備は、「運転時の異常な過渡変化」または「設計基準事故」が発生し、かつソフトウェア CCF により多重化されたデジタル安全保護回路がその安全保護機能を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または手動で作動させることができることとする。
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、運転員が判断基準を概ね満足した状態で事象を収束させるために必要な時間内に操作を開始できるよう、「運転時の異常な過渡変化」または「設計基準事故」時に安全保護動
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こととする。

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（図 2.2-1）。

3- 添 3-7 -

操作
スイッチ

検出器（多重化）

指示計
警報

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

2.2.4

多様化設備の範囲

ソフトウェア CCF の影響評価と追加対策「１．まえがき」にて述べたとおり、国内 PWR 事業者は、深層防護の観点でより一層の信頼性向上を図るため、デジタル安全保護回路のソフトウェアを介さずに原子炉停止系統や工学的安全施設を作動できる多様化設備を自主的に設置してきた。
今般、ソフトウェア CCF に関する ATENA ガイドの発行を受け、設置変更許可申請書
添付書類十で取り扱う「運転時の異常な過渡変化」及び「設計基準事故」の全事象に対し、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の影響を評価し、必要な追加対策を抽出した。

2.2.4.1

運転時の異常な過渡変化
現行措置の多様化設備は原子炉トリップ機能を備えているため、「運転時の異常な過渡変化」発生時にデジタル安全保護回路のソフトウェア CCF により原子炉ト
リップ機能が喪失する場合でも、原子炉トリップ可能である。
仮に、「運転時の異常な過渡変化」において原子炉トリップ機能が喪失すると、「重大事故等対策の有効性評価」の 1 つである「原子炉停止機能喪失（ATWS）」のシーケンスとなる。同評価において、原子炉冷却材圧力バウンダリの健全性確保の観点で厳しくなる「主給水流量喪失時に原子炉トリップ機能が喪失する事故」及び

4- 添 3-8 -「負荷の喪失時に原子炉トリップ機能が喪失する事故」を重要事故シーケンスとして選定し、原子炉トリップ機能が喪失する場合でも、ATWS 緩和設備（主蒸気隔離、補助給水）によって原子炉圧力バウンダリ及び燃料損傷の観点で問題なく、設計基準事故の判断基準を概ね満足していることを解析により確認している。したがって、「運転時の異常な過渡変化」発生時にソフトウェア CCF により原子炉トリップ機能が喪失する場合でも、現行措置の多様化設備により原子炉トリップする
ため、上述の ATWS のシーケンスよりも緩和されることから問題ない。
以上より、「運転時の異常な過渡変化」に対しては現行措置の多様化設備で対応可能であり、多様化設備の追設は不要である。

2.2.4.2

設計基準事故評価結果を表 2.2-1 に示す。評価の結果、大中破断 LOCA 対策として以下の機能を追加設置することにより、現行措置と合わせ全ての設計基準事故に対応可能である。
・自動機能：高圧／低圧注入系（1 系列）の自動起動 [追加措置]
・警報機能：原子炉圧力（異常）低 [追加措置]

なお、本自動機能の追加措置にあわせて、現行措置の手動機能（高圧注入系（1系列）の手動起動）に加えて以下の手動機能を設置する。
・手動機能：低圧注入系（1 系列）の手動起動

多様化設備の現行措置及び追加措置を整理して表 2.2-2 に示す。

5
- 添 3-9 -表 2.2-1 ソフトウェア CCF の影響評価と追加対策（設計基準事故）
事象名
原子炉冷却材喪失

影響評価結果・現行措置の手動による高圧注入では、炉心冷却不足のため大中破断 LOCA において判断基準を満足できず。
・多様化設備（追設）として高圧／低圧注入系（1 系列）を自動作動させることにより、判断基準を概ね満足。
・CV 健全性に関しては、現場で CV スプレイを手動作動（事故後 30 分以降）させることにより、判断基準を概ね満足。

原子炉冷却材流量の喪失

現行措置の多様化設備による原子炉トリップ、及び現実的な反応度帰還効果により、判断基準を概ね満足。

同上

主給水管破断同上

6

原子炉冷却材ポンプの軸固着

主蒸気管破断現行措置の多様化設備による主蒸気隔離、及び現実的な制御棒状態の想定により、判断基準を概ね満足。

制御棒飛び出し

現行措置の多様化設備による原子炉トリップ、及び現実的な事故想定により、判断基準を概ね満足。

蒸気発生器伝熱管破損

現行措置の多様化設備による原子炉トリップ、及び漏えい停止までの必要な手動操作を多様化設備等で対応することにより、漏えい量は添付書類十解析と同等となり、判断基準を概ね満足。

- 添 3-10 -表 2.2-2 デジタル安全保護回路のソフトウェア CCF に対する多様化設備
項 目
自動機能

機

能

・原子炉トリップ（原子炉(加圧器)圧力低、原子炉(加圧器) 圧力高、蒸気発生器水位低）・タービントリップ
・主給水隔離・主蒸気隔離・補助給水起動・高圧／低圧注入系起動 （原子炉(加圧器)圧力(異常)低） ※手動機能

・原子炉トリップ・タービントリップ
・主給水隔離・主蒸気隔離・補助給水隔離／流量調節
・高圧／低圧注入系起動※
・原子炉格納容器隔離

警報機能

・多様化設備作動
・加圧器圧力低（原子炉トリップ等）
・加圧器圧力高（原子炉トリップ等）
・蒸気発生器水位低（原子炉トリップ等）
・蒸気発生器水位異常高・原子炉(加圧器)圧力(異常)低（高圧／低圧注入系作動）

監視機能

・中間領域中性子束・加圧器圧力・１次冷却材圧力・１次冷却材低温側温度（広域）・加圧器水位・主蒸気ライン圧力・蒸気発生器水位（狭域）
・格納容器圧力・蒸気発生器２次側放射線・対象補機の状態：追加措置※本自動機能の追加措置にあわせて、現行措置の手動機能（高圧注入系の手動起動）に加えて低圧注入系の手動起動を設置する。

7- 添 3-11 -３．ソフトウェア CCF 対策の有効性評価事象の選定について
3.1

有効性評価の目的
有効性評価は、「運転時の異常な過渡変化」または「設計基準事故」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、デジタル安全保護回路の代替設備とな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、かつ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。

3.2

事象選定の基本的考え
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ため、以下に挙げる「運転時の異常な過渡変化」及び「設計基準事故」の全事象を有効性評価の対象とする。

運転時の異常な過渡変化

設計基準事故

炉心内の反応度又は出力分布の異常な変化

原子炉冷却材の喪失又は炉心冷却状態の著・原子炉起動時における制御棒の異常な
引き抜き

しい変化
・原子炉冷却材喪失・出力運転中の制御棒の異常な引き抜き

・原子炉冷却材流量の喪失

・制御棒の落下及び不整合・原子炉冷却材ポンプの軸固着

・原子炉冷却材中のほう素の異常な希釈・主給水管破断
・主蒸気管破断

炉心内の熱発生又は熱除去の異常な変化
・原子炉冷却材流量の部分喪失

反応度の異常な投入又は原子炉出力の急激

・原子炉冷却材系の停止ループの誤起動

な変化

・外部電源喪失

・制御棒飛び出し・主給水流量喪失

環境への放射性物質の異常な放出・蒸気負荷の異常な増加

・放射性気体廃棄物処理施設の破損

・２次冷却系の異常な減圧・蒸気発生器伝熱管破損

・蒸気発生器への過剰給水

・燃料集合体の落下

原子炉冷却材圧力又は原子炉冷却材保有量の・原子炉冷却材喪失

異常な変化

・制御棒飛び出し・負荷の喪失原子炉格納容器内圧力、雰囲気等の異常な・原子炉冷却材系の異常な減圧

変化・出力運転中の非常用炉心冷却系の誤起動

・原子炉冷却材喪失・可燃性ガスの発生

8- 添 3-12 -ただし、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
グすることができる。さらに、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については解析を省略することができる。なお、本有効性評価において事象のグルーピングは実施しない。解析を省略する事象については、3.3 節にて述べる。

3.3

有効性評価事象

3.3.1

運転時の異常な過渡変化「運転時の異常な過渡変化」については、2.2.4.1 にて述べたとおり、「重大事故等対策の有効性評価」として「原子炉停止機能喪失（ATWS）」の重要事故シーケンスの解析を実施し、原子炉トリップ機能が喪失する場合でも現行の ATWS 緩和設備によって原子炉圧力バウンダリ及び燃料損傷の観点で問題ないことを確認している。
「運
転時の異常な過渡変化」にソフトウェア CCF が重畳した場合、多様化設備の作動により原子炉トリップに至るため、ATWS の有効性評価よりも事象進展が緩和される。したがって、「運転時の異常な過渡変化」にソフトウェア CCF の重畳を考慮した事象は、判断基準に照らし合わせて影響の程度が軽微であり、解析を省略できると整理される。その上で、多様化設備による CCF 対策の有効性を確認し、判断基準に照らし合わ
せて影響の程度が軽微であることを示す観点から、ATWS の重要事故シーケンスの１つであり、より多くの多様化設備の機能に期待する「主給水流量喪失」を代表として有効性評価を実施する。

＜選定事象＞(1)炉心内の熱発生又は熱除去の異常な変化
・主給水流量喪失

3.3.2

設計基準事故「設計基準事故」については、以下の理由により、全事象を対象として有効性評価を実施する。
・多様化設備による原子炉トリップ及び ECCS の作動信号が限定的であり、かつ作

9- 添 3-13 -動のタイミングが本設より遅れるため、事象進展が厳しくなる。
・「運転時の異常な過渡変化」における ATWS のように、包絡させることができる既往の解析がない。

＜選定事象＞(1)原子炉冷却材の喪失又は炉心冷却状態の著しい変化
・原子炉冷却材喪失(ECCS 性能評価)
・原子炉冷却材流量の喪失
・原子炉冷却材ポンプの軸固着・主給水管破断
・主蒸気管破断(2)反応度の異常な投入又は原子炉出力の急激な変化
・制御棒飛び出し(3)環境への放射性物質の異常な放出・蒸気発生器伝熱管破損(4)原子炉格納容器内圧力、雰囲気等の異常な変化
・原子炉冷却材喪失(原子炉格納容器健全性評価)

なお、蒸気発生器伝熱管破損について、ソフトウェア CCF の重畳を考慮した場合における運転操作や操作時間が添付書類十解析と同等であり、判断基準に照らし合わ
せて影響の程度が軽微であるため解析を省略するが、当該事象に関する定性的な検討については 4.5.7 項にて述べる。また、「(4)原子炉格納容器内圧力、雰囲気等の異常な変化」のうち「可燃性ガスの発生」及び「(3)環境への放射性物質の異常な放出」に分類される事象の被ばく評価については、判断基準に照らし合わせて影響の程度が軽微であるため解析を省略するが、これら評価への影響については 4.6.2 項及び4.6.3 項にて述べる。

10- 添 3-14 -４．ソフトウェア CCF 対策の有効性評価
３章にて選定した設計基準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、多様化設備等の対策により適切に対処可能であることを、ATENA が策定した
ATENA ガイドに沿って評価する。その評価にあたっては、PWR プラントメーカが標準プラントとして解析入力値を整備している、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炉心条件等が異なるプラントに対する有効性については、4.6 節にて考察を行う。
＜代表プラント＞
・３ループプラント： 55GWd/t ウラン+MOX 炉心・４ループプラント： 55GWd/t ウラン炉心

4.1

判断基準
有効性評価は、「運転時の異常な過渡変化」または「設計基準事故」とソフトウェア
CCF が重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が目的である。設計基準事象を超える事象であるが、安全保護回路に対して設けたソフトウェア CCF 影響緩和対策
により、事象進展を設計基準対処設備が担う深層防護のレベルに留めることができる能力を確認することが目的であることから、設計基準事故の判断基準を基本とする。
このため、「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適用される判断基準（「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」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を確認する。
なお、原子炉格納容器の最高使用圧力／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）／限界温度（200℃）を適用する。
各事象に適用する具体的な判断基準については、4.4 節及び 4.5 節に記す。

11- 添 3-15 -4.2

解析に使用する計算プログラム

4.2.1

Non-LOCA「運転時の異常な過渡変化」または「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るため、これら事象のプラント応答を評価するにあたっては、想定する事象を現実的に予測でき、設置変更許可申請書 添付書類十解析（重大事故等対策の有効性評価）に使用実績のある以下の最適評価コードを使用する。また、設計基準事象への適用性については、参考文献(2),(3)の SPARKLE-2 コ
ードの DBA への適用に関する公開文献で示すとおり、最適評価コードの適用範囲に問題はないことを確認している。

・SPARKLE-2 コード(2)(3)(4)

4.2.2

LOCA
ATENA ガイドでは、“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
保守的評価を採用してもよい。“と定めている。
解析対象とする LOCA 事象については、現行措置及び追加措置の多様化設備により、設置変更許可申請書 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、最適評価を適用する必要はないと判断されるため、添付書類十解析と同じ保守的評価を適用する。
LOCA 解析に使用する計算プログラムを表 4.2-1 に示す。計算プログラムは添付書
類十解析（設計基準事故）の評価で使用する計算プログラムと同じである。

12- 添 3-16 -表4.2-1

LOCA解析に使用する計算プログラム
計算プログラム

解析項目

原子炉冷却材の喪失又は炉心冷 原 子 炉 冷却状態の著しい 却 材 喪 失変化

CCF 対策

（設計基準事故）

有効性評価

SATAN-M
WREFLOOD
BASH-M
COCO
LOCTA-M

大破断(5)

小破断(6)
原子炉格納容器
内圧力、雰囲気等の異常な変化

添付書類十解析SATAN-M(Small LOCA)
LOCTA-Ⅳ
SATAN-Ⅵ
WREFLOOD
COCO

原子炉冷却材喪失(7)13- 添 3-17 -

同左

同左

同左

4.3

基本解析条件(1)
設置変更許可申請書 添付書類十解析（設計基準事故）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」(8)の要求に従い、異常状態の発生前の状態として通常運転範囲及び運転期間の全域について考慮し、判断基準に照らして最も厳しくなる初期状態（解析条件）を選定している。ソフトウェア CCF 対策の有効性評価についても、この方針に従い解析条件を設定する。
各評価対象事象の解析条件を 4.4 節及び 4.5 節の主要解析条件に記載するとともに、代表３ループプラント及び代表４ループプラントの基本データを添付 1 に示す。

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、及び、ソフトウェア CCF 対策としての多様化設備については、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、自動起動信号また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。
・自動起動信号また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。
・起因事象との従属性がなく、かつソフトウェア CCF の影響を受けない安全機能のサポート系（電源系、冷却系、空調系等）の作動状態を想定する。また、これらのサポート系を利用した原子炉停止系統及び工学的安全施設の作動を仮定する。
（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する。）

ソフトウェア CCF 発生時の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。

14- 添 3-18 -・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。
解析にて自動起動を期待する多様化設備とその保護限界値、応答時間を表 4.3-1 と表 4.3-2 に示す。なお、多様化設備が作動させる設備に対するサポート系についての確認結果を添付 2 に示す。

ソフトウェア CCF 発生時の対応として、運転員による操作については、以下とする。
・運転員により事象が認知された後、整備される手順書に従い操作が適切に行われること、及び運転操作訓練が適切に行われることを前提とし、中央制御室、及び現場での運転員による手動操作を仮定する。
・運転員による操作の所要時間は、事象の認知から運転操作開始までの時間を適切に考慮した時間を仮定する。
ソフトウェア CCF 対策有効性評価で仮定する運転員操作条件を添付 1-3 に示す。

15
- 添 3-19 -表4.3-1

自動起動を期待する多様化設備の保護限界値（代表３ループプラント）

自動起動を期待する多様化設備

保護限界値

応答時間（秒）

応答時間に、信原子炉圧力低信号による原子炉トリッ
プ・タービントリップ・主給水隔離・

12.42MPa[gage]

12 秒

号遅れ、多様化
設備作動遅延タイマ（10 秒）を

主蒸気隔離

含む。主給水隔

原子炉圧力高信号による原子炉トリッ
プ・タービントリップ・主給水隔離・備考

離、主蒸気隔離16.90MPa[gage]

12 秒の弁作動時間は別途考慮する。

主蒸気隔離
蒸気発生器水位低信号による原子炉ト
リップ・タービントリップ・主給水隔

7.0％

12 秒

離・主蒸気隔離
応答時間に、信蒸気発生器水位低信号による補助給水
7.0％

60 秒

起動

号遅れ、多様化
設備作動遅延タイマ（10 秒）、

原子炉圧力異常低による高圧／低圧注11.03MPa[gage]
入系作動

20 秒

※

ポンプ起動時間等を含む。

※外部電源の喪失は仮定しないため、ディーゼル発電機の負荷投入シーケンスを介さずに、
高圧注入ポンプ及び低圧注入ポンプは所定の遅れ時間（作動遅延タイマ、ポンプ起動時間等）で非常用母線から同時に給電されて作動する。

16- 添 3-20 -表4.3-2

自動起動を期待する多様化設備の保護限界値（代表４ループプラント）

自動起動を期待する多様化設備

保護限界値

応答時間（秒）

応答時間に、信原子炉圧力低信号による原子炉トリッ
プ・タービントリップ・主給水隔離・

12.42MPa[gage]

12 秒

号遅れ、多様化
設備作動遅延タイマ（10 秒）を

主蒸気隔離

含む。主給水隔

原子炉圧力高信号による原子炉トリッ
プ・タービントリップ・主給水隔離・備考

離、主蒸気隔離16.90MPa[gage]

12 秒の弁作動時間は別途考慮する。

主蒸気隔離
蒸気発生器水位低信号による原子炉ト
リップ・タービントリップ・主給水隔

7.0％

12 秒

離・主蒸気隔離
応答時間に、信蒸気発生器水位低信号による補助給水
7.0％

60 秒

起動

号遅れ、多様化
設備作動遅延タイマ（10 秒）、

原子炉圧力低による高圧／低圧注入系
11.72MPa[gage]
作動

20 秒

※

ポンプ起動時間等を含む※外部電源の喪失は仮定しないため、ディーゼル発電機の負荷投入シーケンスを介さずに、
高圧注入ポンプ及び低圧注入ポンプは所定の遅れ時間（作動遅延タイマ、ポンプ起動時間等）で非常用母線から同時に給電されて作動する。

17- 添 3-21 -