東海第二発電所 審査資料
資料番号
PS-C-1 改 9
提出年月日
平成 29 年 4 月 24 日

東海第二発電所

重大事故等対策の有効性評価

平成 29 年 4 月
日本原子力発電株式会社
本資料のうち，は商業機密又は核物質防護上の観点から公開できません。

下線部：今回提出資料
目

1.

次

重大事故等への対処に係る措置の有効性評価の基本的考え方
1.1

概

1.2

評価対象の整理及び評価項目の設定

1.3

評価にあたって考慮する事項

1.4

有効性評価に使用する計算プログラム

1.5

有効性評価における解析の条件設定方針

1.6

解析の実施方針

1.7

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価方針

1.8

必要な要員及び資源の評価方針

付録１

要事故シーケンスグループの抽出及び重要事故シーケンスの選定について

付録２

原子炉格納容器の限界温度・圧力

付録３

重大事故等対策の有効性評価に係るシビアアクシデント解析コード
について

2.

運転中の原子炉における重大事故に至るおそれがある事故
2.1

高圧・低圧注水機能喪失

2.2

高圧注水・減圧機能喪失

2.3

全交流動力電源喪失

2.3.1

全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）

2.3.2

全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＰ，ＴＢＵ）

2.4

崩壊熱除去機能喪失
目-1

3.

2.4.1

取水機能が喪失した場合

2.4.2

残留熱除去系が故障した場合

2.5

原子炉停止機能喪失

2.6

ＬＯＣＡ時注水機能喪失

2.7

格納容器バイパス（インターフェイスシステムＬＯＣＡ）

2.8

津波浸水による注水機能喪失

重大事故
3.1

4.

5.

雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）

3.1.1

格納容器破損モードの特徴，格納容器破損防止対策

3.1.2

代替循環冷却系を使用する場合

3.1.3

代替循環冷却系を使用しない場合

3.2

高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱

3.3

原子炉圧力容器外の溶融燃料−冷却材相互作用

3.4

水素燃焼

3.5

溶融炉心・コンクリート相互作用

使用済燃料プールにおける重大事故に至るおそれがある事故
4.1

想定事故１

4.2

想定事故２

運転停止中の原子炉における重大事故に至るおそれがある事故
5.1

崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系の故障による停止時冷却機能喪失）

5.2

全交流動力電源喪失

5.3

原子炉冷却材の流出
目-2

5.4

6.

反応度の誤投入

必要な要員及び資源の評価
6.1

必要な要員及び資源の評価条件

6.2

重大事故等対策時に必要な要員の評価結果

6.3

重大事故等対策時に必要な水源，燃料及び電源の評価結果

目-3

添付資料

目次

添付資料 1.2.1

定期検査工程の概要

添付資料 1.3.1

重大事故等対策の有効性評価における作業毎の成立性確認結果について

添付資料 1.3.2

運転員等の操作時間に対する仮定

添付資料 1.4.1

有効性評価に使用している解析コード／評価手法の開発に係る当社の関与について添付資料 1.5.1

東海第二発電所の重大事故等対策の有効性評価の一般データ

添付資料 1.5.2

有効性評価におけるＬＯＣＡ時の破断位置及び口径設定の考え方について添付資料 1.5.3

使用済み燃料プールにおける重大事故に至るおそれがある事
故（想定事故１及び２）の有効性評価における共通評価条件
について

添付資料 1.7.1

解析コード及び解析条件の不確かさ影響評価フロー

添付資料 2.1.1

安定状態について（高圧・低圧注水機能喪失）

添付資料 2.1.2

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価について（高圧・低圧注水機能喪失）

添付資料 2.1.3

7 日間における水源の対応について（高圧・低圧注水機能喪失）添付資料 2.1.4

7 日間における燃料の対応について（高圧・低圧注水機能喪失）添付資料 2.1.5

常設代替交流電源設備の負荷（高圧・低圧注水機能喪失）

目-4添付資料 2.2.1

安定状態について（高圧注水・減圧機能喪失）

添付資料 2.2.2

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価について（高圧注水・減圧機能喪失）

添付資料 2.2.3

高圧注水・減圧機能喪失時における低圧非常用炉心冷却系の作動台数の考え方

添付資料 2.2.4

7 日間における燃料の対応について（高圧注水・減圧機能喪
失）添付資料 2.3.1.1

全交流動力電源喪失時における原子炉隔離時冷却系の 8 時
間継続運転が可能であることの妥当性について

添付資料 2.3.1.2

蓄電池による給電時間評価結果について添付資料 2.3.1.3

安定状態について（全交流動力電源喪失（長期ＴＢ））

添付資料 2.3.1.4

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価について（全交流動力電源喪失（長期ＴＢ））

添付資料 2.3.1.5

逃がし安全弁作動用の窒素の供給について添付資料 2.3.1.6

7 日間における水源の対応について（全交流動力電源喪失（長期ＴＢ））

添付資料 2.3.1.7

7 日間における燃料の対応について（全交流動力電源喪失（長期ＴＢ））

添付資料 2.3.1.8

常設代替交流電源設備の負荷（全交流動力電源喪失（長期ＴＢ））

添付資料 2.3.2.1

安定状態について（全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ，
ＴＢＰ））

添付資料 2.3.2.2

解析コード条件及び解析条件の不確かさの影響評価につい目-5

て（全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＰ，ＴＢＵ））
添付資料 2.3.2.3

7 日間における水源の対応について（全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＰ，ＴＢＵ））

添付資料 2.3.2.4

7 日間における燃料の対応について（全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＰ，ＴＢＵ））

添付資料 2.3.2.5

常設代替交流電源設備の負荷（全交流動力電源喪失（ＴＢ
Ｄ，ＴＢＰ，ＴＢＵ））

添付資料 2.4.1.1

安定状態について（崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合））

添付資料 2.4.1.2

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価について（崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合））

添付資料 2.4.1.3

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

添付資料 2.4.1.4

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

添付資料 2.4.1.5

常設代替交流電源設備の負荷（崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合））

添付資料 2.4.2.1

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

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価について（崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系が故障した場合））

添付資料 2.4.2.3

7 日間における水源の対応について（崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系が故障した場合））
目-6

添付資料 2.4.2.4

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

添付資料 2.4.2.5

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

添付資料 2.5.1

プラント動特性評価における評価対象炉心の選定について

添付資料 2.5.2

自動減圧系の自動起動阻止操作の考慮について添付資料 2.5.3

安定状態について（原子炉停止機能喪失）

添付資料 2.5.4

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価について（原子炉停止機能喪失）添付資料 2.5.5

リウェットを考慮しない場合の燃料被覆管温度への影響

添付資料 2.5.6

原子炉への注水に使用する水源とその水温の影響

添付資料 2.5.7

高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔離時冷却系の運転可能性に関する水源温度の影響

添付資料 2.5.8

外部電源の有無による評価結果への影響

添付資料 2.5.9

ほう酸水注入系を手動起動としていることについての整理

添付資料 2.6.1「ＬＯＣＡ時注水機能喪失」の事故条件の設定について

添付資料 2.6.2

敷地境界外での実効線量評価について

添付資料 2.6.3

安定状態について（ＬＯＣＡ時注水機能喪失）

添付資料 2.6.4

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

添付資料 2.6.5

原子炉注水開始が遅れた場合の影響について

添付資料 2.6.6

7 日間における水源の対応について（ＬＯＣＡ時注水機能喪
失）目-7

添付資料 2.6.7

7 日間における燃料の対応について（ＬＯＣＡ時注水機能喪失）添付資料 2.6.8

常設代替交流電源設備の負荷（ＬＯＣＡ時注水機能喪失）

添付資料 2.7.1

インターフェイスシステムＬＯＣＡ発生時の破断面積及び現場環境等について添付資料 2.7.2

安定状態について（格納容器バイパス（インターフェイスシ
ステムＬＯＣＡ））

添付資料 2.7.3

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

添付資料 2.7.4

7 日間における水源の対応について（格納容器バイパス（インターフェイスシステムＬＯＣＡ））

添付資料 2.7.5

7 日間における燃料の対応について（格納容器バイパス（インターフェイスシステムＬＯＣＡ））

添付資料 2.7.6

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

添付資料 2.8.1

基準津波を超え敷地に遡上する津波に対する施設の防護方針について

添付資料 2.8.2

地震発生と同時に津波が到達するとした評価上の想定の妥当性について

添付資料 2.8.3

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価について（津波浸水による注水機能喪失）

添付資料 3.1.2.1

炉心損傷の判断基準及び炉心損傷判断前後の運転操作の差
目-8異について添付資料 3.1.2.2

原子炉建屋から大気中への放射性物質の漏えい量について

添付資料 3.1.2.3

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

添付資料 3.1.2.4

安定状態について（代替循環冷却系を使用する場合）

添付資料 3.1.2.5

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

添付資料 3.1.2.6

非凝縮性ガスの影響について

添付資料 3.1.2.7

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価について（雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却系を使用する場合））

添付資料 3.1.2.8

注水操作が遅れる場合の影響について

添付資料 3.1.2.9

7 日間における水源の対応について（雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却系を使用する場合））

添付資料 3.1.2.10

7 日間における燃料の対応について（雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却系を使用する場合））

添付資料 3.1.2.11

常設代替交流電源設備の負荷（雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却系を使用する場合））添付資料 3.1.3.1

雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却系を使用しない場合）におけるＣｓ137 放出量評価について
目-9添付資料 3.1.3.2

原子炉建屋から大気中への放射性物質の漏えい量について

添付資料 3.1.3.3

安定状態について（代替循環冷却系を使用しない場合）

添付資料 3.1.3.4

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価について（雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却系を使用しない場合））

添付資料 3.1.3.5

7 日間における水源の対応について（雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却系を使用しない場合））

添付資料 3.1.3.6

7 日間における燃料の対応について（雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却系を使用しない場合））

添付資料 3.1.3.7

常設代替交流電源設備の負荷（雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却系を使用しない場合））添付資料 3.2.1

原子炉建屋から大気中への Cs-137 の漏えい量について

添付資料 3.2.2

高温環境下での逃がし安全弁の開保持機能維持について添付資料 3.2.3

格納容器破損モード「ＤＣＨ」，「ＦＣＩ」，「ＭＣＣＩ」の評
価事故シーケンスの位置付け

添付資料 3.2.4

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価について（高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱）

添付資料 3.2.5

7 日間における水源の対応について（高圧溶融物放出／格納
容器雰囲気直接接触）

添付資料 3.2.6

7 日間における燃料の対応について（高圧溶融物放出／格納
容器雰囲気直接接触）
目-10添付資料 3.2.7

常設代替交流電源設備の負荷（高圧溶融物放出／格納容器雰
囲気直接接触）添付資料 3.3.1

原子炉圧力容器外の溶融燃料−冷却材相互作用（炉外ＦＣＩ）に関する知見の整理について

添付資料 3.3.2

水蒸気爆発の発生を仮定した場合の原子炉格納容器の健全性への影響評価添付資料 3.3.3

ペデスタル（ドライウェル部）への水張りの適切性

添付資料 3.3.4

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

添付資料 3.3.5

エントレインメント係数の圧力スパイクに対する影響

添付資料 3.3.6

プラント損傷状態をＬＯＣＡとした場合の圧力スパイクへの影響

添付資料 3.4.1

Ｇ値の不確かさによる評価結果への影響

添付資料 3.4.2

水の放射線分解の評価について

添付資料 3.4.3

安定状態について添付資料 3.4.4

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価について（水素燃焼）

添付資料 3.4.5

原子炉注水開始時間の評価結果への影響

添付資料 3.5.1

安定状態について添付資料 3.5.2

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

目-11添付資料 3.5.3

溶融炉心の崩壊熱及び溶融炉心からプール水ヘの熱流束を保守的に考慮する場合のペデスタル（ドライウェル部）のコン
クリートの浸食量及び溶融炉心・コンクリート相互作用によって発生する非凝縮性ガスの影響評価

添付資料 3.5.4

ペデスタル（ドライウェル部）床部の構造について添付資料 4.1.1

使用済燃料プールの水位低下と遮蔽水位に関する評価について添付資料 4.1.2

水遮蔽厚に対する貯蔵中の使用済燃料からの線量率の算出について添付資料 4.1.3

安定状態について添付資料 4.1.4

使用済燃料プール水沸騰・喪失時の未臨界性評価

添付資料 4.1.5

評価条件の不確かさの影響評価について（想定事故１）添付資料 4.1.6

7 日間における水源の対応について（想定事故１）添付資料 4.1.7

7 日間における燃料の対応について（想定事故１）添付資料 4.2.1

使用済燃料プールの水位低下と遮蔽水位に関する評価について添付資料 4.2.2

使用済燃料プールサイフォンブレーカについて

添付資料 4.2.3

安定状態について添付資料 4.2.4

評価条件の不確かさの影響評価について（想定事故２）添付資料 4.2.5

7 日間における水源の対応について（想定事故２）添付資料 4.2.6

7 日間における燃料の対応について（想定事故２）添付資料 5.1.1

運転停止中の崩壊熱除去機能喪失及び全交流動力電源喪失に目-12

おける基準水位到達までの余裕時間と必要な注水量の計算
方法について添付資料 5.1.2

重要事故シーケンスの選定結果を踏まえた有効性評価の条件
設定

添付資料 5.1.3

崩壊熱除去機能喪失及び全交流動力電源喪失における崩壊熱
設定の考え方

添付資料 5.1.4

安定停止状態について（運転停止中

崩壊熱除去機能喪失）

添付資料 5.1.5

運転停止中における崩壊熱除去機能喪失及び全交流動力電源
喪失時における放射線の遮蔽維持について添付資料 5.1.6

評価条件の不確かさの影響評価について（運転停止中

崩壊

熱除去機能喪失）添付資料 5.1.7

7 日間における燃料の対応について（運転停止中

崩壊熱除去機能喪失）

添付資料 5.2.1

安定停止状態について（運転停止中

全交流動力電源喪失）

添付資料 5.2.2

評価条件の不確かさの影響評価について（運転停止中

全交

流動力電源喪失）添付資料 5.2.3

7 日間における水源の対応について（運転停止中

全交流動

力電源喪失）
添付資料 5.2.4

7 日間における燃料の対応について（運転停止中

全交流動

力電源喪失）
添付資料 5.2.5

常設代替交流電源設備の負荷（運転停止中

全交流動力電源喪失）

添付資料 5.3.1

原子炉圧力容器開放時における運転停止中の線量評価につい目-13

て
添付資料 5.3.2「原子炉冷却材の流出」におけるプラント状態選定の考え方

添付資料 5.3.3

安定停止状態について（運転停止中

添付資料 5.3.4

評価条件の不確かさの影響評価について（運転停止中

原子炉冷却材の流出）
原子炉冷却材の流出）添付資料 5.3.5

7 日間における燃料の対応について（原子炉冷却材の流出）

添付資料 5.4.1

安定停止状態について（運転停止中

添付資料 5.4.2

評価条件の不確かさの影響評価について（運転停止中

反応度の誤投入）
反応

度の誤投入）
添付資料 5.4.3

反応度誤投入事象の代表性について

添付資料 6.1.1

同時被災時における必要な要員及び資源について

添付資料 6.2.1

重大事故等対策の要員の確保及び所要時間について添付資料 6.2.2

重要事故（評価事故）シーケンス以外の事故シーケンスの要員の評価について添付資料 6.3.1

水源，燃料，電源負荷評価結果について目-14

コ メ ン ト No.147-10,11,17,150-01,31,163-05,14,20,42,171-32,181-09,10,
182-04,12,187-04,205-01,03,04,06,265-04,270-01 に 対 す る 回 答添付資料 2.1.1

安定状態について（高圧・低圧注水機能喪失）
高圧・低圧注水機能喪失時の安定状態については，以下のとおり。
原子炉安定停止状態：事象発生後，設計基準事故対処設備又は重大事故等対処
設備を用いた炉心冷却が維持可能であり，また，冷却のための設備がその後も機能維持でき，かつ，必要な要員の不足や資源の枯渇等のあらかじめ想定される事象悪化のおそれがない場合に安定停止状態が確立されたものとする。
格納容器安定状態 ：炉心冷却が維持された後に，設計基準事故対処設備又は重大事故等対処設備を用いた格納容器除熱により格納
容器圧力及び温度が安定又は低下傾向に転じ，また，格納容器除熱のための設備がその後も機能維持でき，かつ，必要な要員の不足や資源の枯渇等のあらかじめ想定される事象悪化のおそれがない場合に安定状態が確立されたものとする。
【安定状態の確立について】
原子炉安定停止状態の確立について
逃がし安全弁により原子炉減圧状態を維持し，低圧代替注水系（常設）を用いた原子炉注水を継続することで，炉心の冷却は維持され原子炉安定停止状態が確立される。
格納容器安定状態の確立について
炉 心 冷 却 を 継 続 し ，事 象 発 生 の 約 28 時 間 後 に 格 納 容 器 圧 力 逃 が し 装 置 等 を 用
いた格納容器除熱を実施することで，格納容器圧力及び雰囲気温度は安定又は低 下 傾 向 と な る 。 格 納 容 器 雰 囲 気 温 度 は 150℃ を 下 回 る と と も に ， ド ラ イ ウ ェル雰囲気温度は，低圧注水継続のための逃がし安全弁の機能維持が確認されて
い る 126 ℃ を 上 回 る こ と は な く ， 格 納 容 器 安 定 状 態 が 確 立 さ れ る 。 な お ， 格 納
容器圧力逃がし装置等を用いた格納容器除熱を実施するが，敷地境界における実効線量は，本事故シーケンスとベントタイミングが同等であり，放射性物質の 減 衰 効 果 も 同 等 と な る 「 2 .6 Ｌ Ｏ Ｃ Ａ 時 注 水 機 能 喪 失 」の 評 価 結 果 6. 2×10
−１
mSv と 同 等 と な り ， ま た ， 燃 料 被 覆 管 の 破 裂 も 発 生 し な い こ と か ら ， 周 辺 公
衆に対して著しい放射線被ばくのリスクを与えることはない。
また，重大事故等対策時に必要な要員は確保可能であり，必要な水源，燃料及び電源を供給可能である。
【安定状態の維持について】
上記の炉心損傷防止対策を継続することにより安定状態を維持できる。
また，代替循環冷却系又は残留熱除去系の復旧により除熱を行い，格納容器
ベントを閉止し格納容器を隔離することで，安定状態の更なる除熱機能の確保
及 び 維 持 が 可 能 と な る 。（ 別 紙 １ ）

添付 2.1.1−11（別紙 1）
安定状態の維持について

1.

安定状態の維持に関する定量評価
サプレッション・プール水温度に関する長期間解析及び残留熱除去系の復旧に関する定量評価について以下に示す。

(1)

格納容器ベントを使用した場合のサプレッション・プール水温度に関する長期間解析
格納容器ベントを使用した場合の長期的なサプレッション・プール水温度の挙動を確認するため，運転中の原子炉における重大事故に至るおそれがある事故において格納容器ベントを実施するシーケンスのうち，サプレッション・プール水温度が高く推移する「崩壊熱除去機能喪失（残留熱除
去系が故障した場合）」について，サプレッション・プール水温度が約 100℃に低下するまでの長期間解析を実施した。
第 1 図から第 3 図に格納容器圧力，温度及びサプレッション・プール水
温度の解析結果を示す。第 3 図に示すとおり，事象発生から 7 日後時点では，サプレッション・プール水温度は最高使用温度の 104℃（格納容器設
計条件を決定するための冷却材喪失事故時の解析結果での最高温度に余裕をもたせた温度）を上回っているが，事象発生から 7 日以降の 100℃に低下するまでの全期間にわたって 150℃を下回っている。トップヘッドフラ
ンジや機器搬入用ハッチに使用されている改良ＥＰＤＭ製シール材は一般特性として耐温度性は 150℃であることから，格納容器の放射性物質の閉じ込め機能は維持される。
したがって，事故発生 7 日以降にサプレッション・プール水温度が最高
使用温度を上回っていても格納容器の健全性が問題となることはない。

（別紙 1）-12

0.8
ドライウェル

格納容器圧力サプレッション・チェンバ
0.6

格
納
容
器
圧
力

ベントによる圧力低下
0.4(MPa[gage])(MPa[gage])

0.2

0
0

72

144

216

288

360

432

504

576

648

720

事故後の時間(h)JOB No.MA47BNT2TW--GG9G004

第1図

格納容器圧力の推移（崩壊熱除去系機能喪失（残留熱除去系が故障した場合））

300
ドライウェル格 納 容 器 雰 囲 気 温度

格
納
容
器
温
度

サプレッション・チェンバベントによる温度低下

200

(℃)
(℃)
100

0
0

72

144

216

288

360

432

504

576

648

720

事故後の時間(h)JOB No.MA47BNT2TW--GG9G004

第2図

格納容器雰囲気温度の推移（崩壊熱除去系機能喪失（残留熱除去系が故障した場合））（別紙 1）-23

300

サプレッション・プー
ール 水 温 度

サ
プ
レ
ッ
シ
ョ
ン
・
プ
ル
水
温
度

ベントによる温度低下

200

104℃到達時間
約 334h

100

(℃)
（℃）

0
0

72

144

216

288

360

432

504

576

648

720

事故後の時間(h)JOB No.MA47BNT2TW--GG9G004

第3図

サプレッション・プール水温度の推移（崩壊熱除去系機能喪失（残留熱除去系が故障した場合））（別紙 1）-34

(2)残留熱除去系の復旧に関する定量評価
ここでは，残留熱除去系の復旧による安定状態の維持に関する定量評価として，崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合）を例に残留熱除去系により原子炉停止時冷却モード運転を実施した場合の長期間解析を実施した。
第 4 図から第 6 図に格納容器圧力，サプレッション・プール水温度及び水位の解析結果を，それぞれ事象発生の 14 日後まで示す。
第 5 図に示すとおり，サプレッション・プール水温度は事象発生の約 13
時間後に残留熱除去系による格納容器除熱を開始した以降に低下傾向となり，事象発生の 7 日後までに最高使用温度（104℃）を下回る。その後，事象発生の 7 日後に原子炉停止時冷却モード運転を開始すると，除熱性能が向上し，第 4 図及び第 5 図に示すとおり，格納容器圧力及びサプレッション・プール水温度は大幅に低下する。サプレッション・プール水位については，第 6 図に示すとおり残留熱除去系により格納容器除熱を実施しつつ，
サプレッション・プール水源にて原子炉注水を行うことで上昇は抑制される。
以上から，残留熱除去系の復旧により安定状態の更なる除熱機能の確保
及び維持が可能である。

（別紙 1）-45

0.8
ドライウェルサプレッション・チェンバ

格納容器圧力

格
納
容
器
圧
力

0.6

格納容器スプレイによる
圧力低下
0.4

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

サプレッション・プール水冷却
モード運転開始

0.2

原子炉停止時冷却モード
運転開始（7 日後）

0
0

48

96

144

192

240

288

336

240

288

336

JOB No.MA47BNT2TW

GG61002

事故後の時間(h)第4図

格納容器圧力の推移

300

サプレッション・プール水温度
ー

サ
プ
レ
ッ
シ
ョ
ン
・
プ

ル
水
温
度

格納容器スプレイによる
温度低下
200

サプレッション・プール水
冷却モード運転開始

原子炉停止時冷却モード
運転開始（7 日後）
100

(℃)

（℃）

0
0

48

96

144

192

事故後の時間(h)第5図

サプレッション・プール水温度の推移（別紙 1）-56

20

ベントライン（約 15m）
サ プ レ ッ シ ョ ン ・プ ー ル 水 位
ー

サ
プ
レ
ッ
シ
ョ
ン
・
プ

ル
水
位

15

10

5

（m）
(m)

0
0

48

96

144

192

240

288

336

事故後の時間(h)JOB No.MA47BNT2TW--GG61002

第6図

サプレッション・プール水位の推移（別紙 1）-67

2.

残留熱除去系の復旧について(1)

残留熱除去系の復旧方法及び予備品の確保について
残留熱除去系の機能喪失の原因によっては，大型機器の交換が必要となり復旧に時間かかる場合も想定されるが，予備品の活用やサイト外からの支援等を考慮すれば，１ヶ月程度で残留熱除去系を復旧させることが可能である
場合もあると考えられる。
残留熱除去系の復旧に当たり，残留熱除去系海水系については，予備品を保有することで復旧までの時間が短縮でき，成立性の高い作業で機能回復できる機器であり，機械的故障と電気的故障の要因が考えられる残留熱除去系
海水系ポンプ電動機を予備品として確保し，重要安全施設との位置的分散を考慮し保管している。
一方，残留熱除去系については，防潮堤等の津波対策及び原子炉建屋内の内部溢水対策により区分分離されていることから，複数の残留熱除去系が同時浸水により機能喪失することはないと考えられる。
なお，ある１系統の残留熱除去系の電動機が浸水し，当該の残留熱除去系が機能喪失に至った場合においても，残りの系統の残留熱除去系の電動機を接続することにより復旧する手順を準備する。

(2)

残留熱除去系の復旧手順について
炉心損傷もしくは格納容器破損に至る可能性のある事象が発生した場合に，運転員及び災害対策要員により残留熱除去系を復旧するための手順を整備してきている。
本手順では，機器の故障個所，復旧に要する時間，炉心損傷あるいは格納容器破損に対する時間余裕に応じて「恒久対策」，「応急対策」，又は「代替対策」のいずれかを選択するものとしている。具体的には，故障個所の特定と（別紙 1）-7

8

対策の選択を行い，故障個所に応じた復旧手順にて復旧を行う。第７図に，手順書の記載例を示す。

（別紙 1）-89第7図

残留熱除去系の復旧手順書の記載例（1／7）（別紙 1）-910第7図

残留熱除去系の復旧手順書の記載例（2／7）（別紙 1）-10

11

第7図

残留熱除去系の復旧手順書の記載例（3／7）（別紙 1）-11

12

第7図

残留熱除去系の復旧手順書の記載例（4／7）（別紙 1）-12

13

第7図

残留熱除去系の復旧手順書の記載例（5／7）（別紙 1）-13

14

第7図

残留熱除去系の復旧手順書の記載例（6／7）（別紙 1）-14

15

第7図

残留熱除去系の復旧手順書の記載例（7／7）（別紙 1）-15

16

2.4

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

取水機能が喪失した場合

2.4.1.1(1)

事故シーケンスグループの特徴，炉心損傷防止対策

事故シーケンスグループ内の事故シーケンス
事故シーケンスグループ「崩壊熱除去機能喪失」に含まれる事故シーケ
ンスとしては，「1.2 評価対象の整理及び評価項目の設定」に示すとおり，①「過渡事象＋ＲＨＲ失敗」，②「過渡事象＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋
ＲＨＲ失敗」，③「手動停止／サポート系喪失（手動停止）＋ＲＨＲ失敗」，④「手動停止／サポート系喪失（手動停止）＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋
ＲＨＲ失敗」，⑤「サポート系喪失（自動停止）＋ＲＨＲ失敗」，⑥「サポート系喪失（自動停止）＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋ＲＨＲ失敗」，⑦「中小破断ＬＯＣＡ＋ＲＨＲ失敗」及び⑧「大破断ＬＯＣＡ＋ＲＨＲ失敗」である。

コメント No.148-12 に対する回答(2)

事故シーケンスグループの特徴及び炉心損傷防止対策の基本的考え方
事故シーケンスグループ「崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合）」は，運転時の異常な過渡変化又は設計基準事故の発生後，高圧注水機能等により炉心冷却には成功するが，取水機能の喪失により崩壊熱除去
機能が喪失することを想定する。このため，炉心の崩壊熱により発生した蒸気が逃がし安全弁を介して格納容器に流入し格納容器圧力が上昇することで，緩和措置が取られない場合には，炉心損傷より先に格納容器破損に至る。格納容器破損に伴い炉心冷却機能を喪失する場合には，原子炉水位
2.4.1-117の低下により炉心が露出し，炉心損傷に至る。
本事故シーケンスグループのうち取水機能が喪失した場合については，取水機能の喪失により崩壊熱除去機能が失われることによって最終的に炉心損傷に至る事故シーケンスグループである。このため，重大事故等対策の有効性評価には，取水機能に対する重大事故等対処設備に期待することが考えられる。
以上により，本事故シーケンスグループのうち取水機能が喪失した場合については，原子炉注水機能を用いて原子炉へ注水することにより炉心損傷の防止を図る。また，代替の海水取水機能を用いて最終的な熱の逃がし
場へ熱の輸送を行うことによって除熱を行い格納容器破損の防止を図る。

(3)

炉心損傷防止対策
事故シーケンスグループ「崩壊熱除去機能喪失」のうち取水機能が喪失した場合において，炉心が著しい損傷に至ることなく，かつ，十分な冷却を可能とするため，初期の対策として原子炉隔離時冷却系，低圧代替注水系（常設）及び逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉注水手段を整備する。また，格納容器の健全性を維持するため，安定状態に向けた対策として緊急用海水系を用いた残留熱除去系による格納容器除熱手段を整備する。対策の概略系統図を第 2.4.1-1 図に，対応手順の概要を第 2.4.1-2
図に，対策の概要を以下に示す。また，重大事故対策の手順と設備との関係を第 2.4.1-1 表に示す。
本事故シーケンスグループにおける重要事故シーケンスにおいて，重大事故等対策に必要な要員は，中央制御室の運転員及び災害対策要員で構成され，合計 8 名である。その内訳は次のとおりである。中央制御室の運転
員は，発電長 1 名，副発電長 1 名，運転操作対応を行う運転員 4 名である。
2.4.1-2

18

発電所構内に常駐している要員のうち，通報連絡等を行う災害対策要員は2 名である。この必要な要員と作業項目について第 2.4.1-3 図に示す。
なお，重要事故シーケンス以外の事故シーケンスについては，作業項目
を重要事故シーケンスと比較し必要な要員数を確認した結果，8 名で対処可能である。
ａ．原子炉スクラムの確認
原子炉がスクラムしたことを確認する。
原子炉スクラムの確認に必要な計装設備は，平均出力領域計装等である。
ｂ．原子炉隔離時冷却系の自動起動の確認
原子炉水位が原子炉水位異常低下（レベル２）設定点に到達した時点
で原子炉隔離時冷却系が自動起動したことを確認する。また，主蒸気隔離弁が閉止するとともに，再循環ポンプがトリップしたことを確認する。
原子炉隔離時冷却系の自動起動の確認に必要な計装設備は，原子炉水位計（広帯域，燃料域），原子炉隔離時冷却系系統流量計等である。
ｃ．原子炉水位の調整操作（原子炉隔離時冷却系）
原子炉隔離時冷却系の起動により原子炉水位が回復することを確認する。また，原子炉水位回復後は，原子炉水位を原子炉水位低（レベル３）
設定点から原子炉水位高（レベル８）設定点の間で維持する。
原子炉水位の調整操作（原子炉隔離時冷却系）に必要な計装設備は，原子炉水位計（広帯域，燃料域）等である。
ｄ．取水機能喪失の確認
サプレッション・プール水温度が 32℃に到達したことを確認し，中央制御室からの遠隔操作により残留熱除去系によるサプレッション・プ
ール冷却操作を試みるが，残留熱除去系海水系の起動に失敗したことを
2.4.1-319確認し，取水機能喪失を確認する。
取水機能喪失の確認に必要な計装設備は，残留熱除去系海水系系統流量計等である。
外部電源が喪失している場合，中央制御室からの遠隔操作により常設
代替高圧電源装置から緊急用母線を介して非常用母線を受電する。
ｅ．残留熱除去系海水系の回復操作対応可能な要員にて残留熱除去系海水系の回復操作を実施する。
ｆ．低圧代替注水系（常設）の起動準備操作
中央制御室からの遠隔操作により低圧代替注水系（常設）を起動する。
低圧代替注水系（常設）の起動準備操作に必要な計装設備は，常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力計である。
ｇ．逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉減圧操作
サプレッション・プール水温度が 65℃に到達したことを確認し，中央制御室からの遠隔操作により逃がし安全弁（自動減圧機能）7 弁を手動開放し，原子炉減圧を実施する。
逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉減圧操作に必要な計装設
備は，原子炉圧力計等である。
ｈ．原子炉水位の調整操作（低圧代替注水系（常設））
原子炉圧力が低圧代替注水系（常設）の吐出圧力を下回ると，原子炉注水が開始されることで原子炉水位が回復することを確認する。原子炉
水位回復後は，原子炉水位を原子炉水位低（レベル３）設定点から原子
炉水位高（レベル８）設定点の間で維持する。また，原子炉圧力の低下
により原子炉隔離時冷却系が停止したことを確認する。
原子炉水位の調整操作（低圧代替注水系（常設））に必要な計装設備
は，原子炉水位計（広帯域，燃料域）等である。
2.4.1-420

ｉ．緊急用海水系を用いた残留熱除去系による格納容器除熱及び原子炉注
水操作
取水機能喪失の確認後，中央制御室からの遠隔操作により緊急用海水系を起動する。その後，中央制御室からの遠隔操作により残留熱除去系を起動し，格納容器除熱を実施する。また，低圧代替注水系（常設）による原子炉注水を停止し，残留熱除去系による原子炉注水に切り換える。
緊急用海水系を用いた残留熱除去系による格納容器除熱及び原子炉注
水に必要な計装設備は，原子炉水位計（広帯域），残留熱除去系系統流量計，緊急用海水系流量計（残留熱除去系熱交換器）等である。
以降は，残留熱除去系により原子炉水位を原子炉水位低（レベル３）
設定点から原子炉水位高（レベル８）設定点の間で維持しつつ，原子炉
注水の停止期間中に格納容器スプレイを実施し，炉心冷却及び格納容器
除熱は残留除去系により継続的に行う。
ｊ．使用済燃料プールの冷却操作対応可能な要員にて使用済燃料プールの冷却操作を実施する。
ｋ．可搬型代替注水大型ポンプによる水源補給操作
可搬型代替注水大型ポンプにより淡水貯水池から代替淡水貯槽へ水源補給操作を実施する。
ｌ．タンクローリによる燃料補給操作
タンクローリにより可搬型設備用軽油タンクから可搬型代替注水大型ポンプに燃料補給を実施する。

2.4.1.2(1)

炉心損傷防止対策の有効性評価

有効性評価の方法
本事故シーケンスグループを評価する上で選定した重要事故シーケンス
2.4.1-5

21

は，「1.2

評価対象の整理及び評価項目の設定」に示すとおり，過渡事象（原子炉水位の急速な低下に伴い，原子炉スクラム，高圧注水機能の自動起動，主蒸気隔離弁の閉止等が発生するため，事象発生後の状況判断における余裕時間の観点で厳しい給水流量の全喪失を選定）を起因事象とし，逃がし安全弁により原子炉圧力が高圧状態に維持される「過渡事象（給水流量の全喪失）＋ＲＨＲ失敗」である。また，運転員等操作においては，取水機能喪失による非常用ディーゼル発電機等の機能喪失及び外部電源喪失についても考慮する。
本事故シーケンスグループは，ＬＯＣＡを起因事象とする事故シーケン
スも含め，高圧炉心スプレイ系に期待できる場合には，炉心冷却に成功する。また，中長期的な格納容器の過圧・過温の観点では，崩壊熱が支配要因となりＬＯＣＡも過渡事象も同等となり，崩壊熱除去機能喪失に対する
重大事故等対策にも違いはない。このため，代表性の観点で炉心損傷頻度の高い事故シーケンスを重要事故シーケンスとしている。なお，ＬＯＣＡ
時注水機能喪失及び雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）にて，ＬＯＣＡに加えて崩壊熱除去機能が喪失した場合の重大事
故等対策の有効性を確認している。
本重要事故シーケンスでは，炉心における崩壊熱，燃料棒表面熱伝達，沸騰遷移，燃料被覆管酸化，燃料被覆管変形，沸騰・ボイド率変化，気液分離（水位変化）・対向流，気液熱非平衡及び三次元効果，原子炉圧力容器における冷却材放出（臨界流・差圧流），沸騰・ボイド率変化，気液分
離（水位変化）・対向流及びＥＣＣＳ注水（給水系及び代替注水設備含む）
並びに格納容器における格納容器各領域間の流動，気液界面の熱伝達，構造材との熱伝達及び内部熱伝導，スプレイ冷却及びサプレッション・プー
ル冷却が重要現象となる。よって，これらの現象を適切に評価することが2.4.1-622

可能である長期間熱水力過渡変化解析コードＳＡＦＥＲ及びシビアアクシ
デント総合解析コードＭＡＡＰにより，原子炉圧力，原子炉水位，燃料被覆管温度，格納容器圧力，格納容器雰囲気温度等の過渡応答を求める。なお，本有効性評価では，ＳＡＦＥＲコードによる燃料被覆管温度の評価結果は，ベストフィット曲線の破裂判断基準に対して十分な余裕があることから，燃料棒やチャンネルボックスの幾何学的配置を考慮した詳細な輻射
熱伝達計算を行うことで燃料被覆管温度の評価結果がＳＡＦＥＲコードより低くなるＣＨＡＳＴＥコードは使用しない。
また，解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価の範囲として，本
重要事故シーケンスにおける運転員等操作時間に与える影響，評価項目となるパラメータに与える影響及び操作時間余裕を評価する。

(2)

有効性評価の条件
本重要事故シーケンスに対する主要な解析条件を第 2.4.1-2 表に示す。
また，主要な解析条件について，本重要事故シーケンス特有の解析条件を以下に示す。
ａ．事故条件(a)

起因事象
起因事象として，給水流量の全喪失が発生するものとする。

(b)

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

(c)

外部電源
外部電源はあるものとする。
外部電源がある場合，原子炉スクラムは，原子炉水位低（レベル３）
信号にて発生し，再循環ポンプトリップは，原子炉水位異常低下（レ2.4.1-723ベル２）信号にて発生する。このため，原子炉水位の低下の観点で厳しくなる。

ｂ．重大事故等対策に関連する機器条件(a)

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

(b)

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

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

原子炉隔離時冷却系
原子炉水位異常低下（レベル２）信号により自動起動し，136.7m ３／h（原子炉圧力 7.86〜1.04MPa[dif]において）の流量で原子炉へ注水するものとする。原子炉水位が原子炉水位高（レベル８）設定点まで回復した以降は，原子炉水位を原子炉水位低（レベル３）設定点か
ら原子炉水位高（レベル８）設定点の範囲に維持する。また，原子炉
減圧時の低圧代替注水系（常設）による原子炉水位回復性能を確認する観点で，原子炉減圧操作と同時に注水を停止する。
※：MPa[dif]…原子炉圧力容器と水源との差圧（以下同様）(d)

低圧代替注水系（常設）
常設低圧代替注水ポンプを 2 台使用するものとし，原子炉注水のみを実施する場合は，炉心冷却を厳しく評価する観点で機器設計上の最小要求値である最小流量特性（注水流量：0〜378m ３ ／h，注水圧力：0〜2.38MPa[dif] ※ ）にて注水するものとする。また，原子炉水位が2.4.1-824

原子炉水位高（レベル８）設定点まで回復した以降は，原子炉水位を
原子炉水位低（レベル３）設定点から原子炉水位高（レベル８）設定点の範囲に維持する。
(e)

残留熱除去系（低圧注水系）
緊急用海水系の準備が完了した時点で手動起動し，0〜1,676m ３ ／h
（0〜1.55MPa[dif]において）の流量で原子炉へ注水するものとする。

(f)

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

(g)

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）
緊急用海水系の準備が完了した時点で手動起動し，1.9×10 ３ t／hの流量で格納容器へスプレイするものとし、そのうち 95％をドライ
ウェルへ，5％をサプレッション・チェンバへ分配するものとする。

(h)

緊急用海水系
伝熱容量は，約 24MW（サプレッション・プール水温度 100℃，海水
温度 32℃において）とする。

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

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

逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉減圧操作（低圧代替
注水系（常設）による原子炉注水操作）は，運転手順に基づきサプレッション・プール水温度が 65℃に到達した時点で実施する。
2.4.1-925

(b)緊急用海水系を用いた残留熱除去系による格納容器除熱及び原子炉注水操作は，サプレッション・チェンバ圧力が 279kPa［gage］に到達した時点で実施する。また，残留熱除去系による格納容器
除熱の開始後に，原子炉水位が原子炉水位高（レベル８）設定点に到達した時点で低圧代替注水系（常設）による原子炉注水を停
止する。

(3)

有効性評価の結果
本重要事故シーケンスにおける原子炉圧力，原子炉水位（シュラウド内外水位） ※ ，注水流量，逃がし安全弁からの蒸気流量及び原子炉圧力容器内の保有水量の推移を第 2.4.1-4 図から第 2.4.1-8 図に，燃料被覆管温度，
燃料被覆管最高温度発生位置における熱伝達係数，燃料被覆管最高温度発
生位置におけるボイド率，高出力燃料集合体のボイド率，炉心下部プレナ
ムのボイド率の推移及び燃料被覆管破裂が発生した時点の燃料被覆管温度と燃料被覆管の円周方向の応力の関係を第 2.4.1-9 図から第 2.4.1-14 図に，格納容器圧力，格納容器雰囲気温度，サプレッション・プール水位及びサプレッション・プール水温度の推移を第 2.4.1-15 図から第 2.4.1-18
図に示す。
※：炉心冷却の観点で，評価上はシュラウド内水位に着目する。一方，運転員の監視や非常用炉心冷却系等の起動信号を発信に用いる原子炉水位計（広帯域）
は，シュラウド外水位を計測することから，シュラウド内外水位を合わせて示している。

ａ．事象進展給水流量の全喪失が発生することで原子炉水位は低下し，原子炉水位
低（レベル３）信号により，原子炉はスクラムする。その後原子炉水位
2.4.1-1026

が原子炉水位異常低下（レベル２）設定点まで低下すると，主蒸気隔離
弁の閉止及び再循環ポンプトリップが発生するとともに，原子炉隔離時
冷却系が自動起動することで，炉心の冠水が維持される。
中央制御室からの遠隔操作により低圧代替注水系（常設）を起動し，事象発生の約 2 時間後にサプレッション・プール水温度がサプレッション・プール熱容量制限に到達した時点で，逃がし安全弁（自動減圧機能）
7 弁による原子炉減圧を実施する。逃がし安全弁（自動減圧機能）開放による蒸気流出によって原子炉水位が低下するが，低圧代替注水系（常設）による原子炉注水が開始されることで原子炉水位は回復し，炉心の冠水は維持される。なお，原子炉隔離時冷却系は，原子炉減圧と同時に停止する想定とする。
高出力燃料集合体及び炉心下部プレナムのボイド率については，原子炉減圧により増加する。
また，崩壊熱除去機能を喪失しているため，原子炉圧力容器内で発生する蒸気が逃がし安全弁を介して格納容器内に流入することで，格納容器圧力及び雰囲気温度は徐々に上昇する。このため，事象発生の約 13
時間後にサプレッション・チェンバ圧力が 279kPa[gage]に到達した時
点で，緊急用海水系を用いた残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）
による格納容器除熱を開始することにより，格納容器圧力及び雰囲気温
度は安定又は低下傾向となる。

ｂ．評価項目等
燃料被覆管の最高温度は第 2.4.1-9 図に示すとおり，炉心の冠水が維持され，初期値（約 309℃）以下にとどまることから，評価項目である
1,200℃を下回る。また，燃料被覆管の酸化量は，酸化反応が著しくな
2.4.1-1127

る前の燃料被覆管厚さの 1％以下であり，評価項目である 15％を下回る。
原子炉圧力は第 2.4.1-4 図に示すとおり，逃がし安全弁（安全弁機能）の作動により，約 7.79MPa[gage]以下に維持される。このため，原子炉
冷却材圧力バウンダリにかかる圧力は，原子炉圧力と原子炉圧力容器底部圧力との差（0.3MPa 程度）を考慮しても，約 8.09[gage]以下であり，評価項目である最高使用圧力の 1.2 倍（10.34MPa[gage]）を下回る。
また，崩壊熱除去機能を喪失しているため，原子炉圧力容器内で崩壊熱により発生する蒸気が格納容器内に流入することにより，格納容器圧
力及び雰囲気温度は徐々に上昇するが，緊急用海水系を用いた残留熱除去系による格納容器除熱を実施することで，格納容器バウンダリにかかる圧力及び温度の最大値は，約 0.28MPa[gage]及び約 141℃に抑えられる。このため，格納容器バウンダリにかかる圧力及び温度は，評価項目である限界圧力（0.62MPa[gage]）及び限界温度（200℃）を下回る。
原子炉隔離時冷却系及び低圧代替注水系（常設）による原子炉注水を継続し，その後，約 13 時間後に緊急用海水系を用いた残留熱除去系による原子炉注水を開始することで炉心は冠水状態を維持し，冷却が維持される。また，残留熱除去系による格納容器除熱を開始することで安定状態が確立し，また，安定状態を維持できる。
（添付資料 2.4.1.1）
以上により，本評価では，「1.2.1.2

有効性を確認するための評価項

目の設定」に示す(1)から(4)の評価項目について，対策の有効性を確認した。

2.4.1.3

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価の範囲としては，運転員等
2.4.1-1228

操作時間に与える影響，評価項目となるパラメータに与える影響及び操作時間余裕を評価する。
本重要事故シーケンスは，炉心冷却には成功するが，取水設備の故障により崩壊熱除去機能が喪失することで格納容器圧力及び雰囲気温度が上昇する
ため，緊急用海水系を用いた残留熱除去系による格納容器除熱を実施することが特徴である。よって，不確かさの影響を確認する運転員等操作は，事象進展に有意な影響を与えると考えられる操作及び事象発生から 12 時間程度までの短時間に期待する操作として，逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉減圧操作（低圧代替注水系（常設）による原子炉注水）及び緊急用海水系を用いた残留熱除去系による格納容器除熱及び原子炉注水操作とする。
(1)

解析コードにおける重要現象の不確かさの影響評価
本重要事故シーケンスにおいて不確かさの影響評価を行う重要事象とは，「1.7

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価方針」に示すとおりであり，それらの不確かさの影響評価以下のとおりである。
ａ．運転員等操作時間に与える影響
炉心における燃料棒表面熱伝達，沸騰遷移及び気液熱非平衡の不確かさとして，解析コードは実験結果の燃料被覆管温度に比べて＋50℃高めに評価することから，解析結果は燃料棒表面の熱伝達係数を小さく評価する可能性がある。よって，実際の燃料棒表面での熱伝達は大きくなり，
燃料被覆管温度は低くなるが，操作手順（速やかに注水手段を準備すること）に変わりはなく，燃料被覆管温度を操作開始の起点とする運転員
等操作はないことから，運転員等操作時間に与える影響はない。
炉心における燃料被覆管酸化の不確かさとして，解析コードは酸化量
及び発熱量の評価について保守的な結果を与えるため，解析結果は燃料被覆管酸化を大きく評価する可能性があるが，操作手順（速やかに注水
2.4.1-1329

手段を準備すること）に変わりはなく，燃料被覆管温度を操作開始の起点とする運転員等操作はないことから，運転員等操作時間に与える影響はない。
格納容器における格納容器各領域間の流動，構造材との熱伝達及び内部熱伝導並びに気液界面の熱伝達の不確かさとして，格納容器モデル（格納容器の熱水力モデル）はＨＤＲ実験解析において区画によって格
納容器雰囲気温度を十数℃程度，格納容器圧力を 1 割程度高めに評価する傾向が確認されているが、ＢＷＲの格納容器内の区画とは異なる等，
実験体系に起因するものと考えられ，実機体系においては不確かさが小さくなるものと推定され，全体としては格納容器圧力及び雰囲気温度の傾向を適切に再現できているため，格納容器圧力及び雰囲気温度を操作
開始の起点とする緊急用海水系を用いた残留熱除去系による格納容器除熱及び原子炉注水操作に係る運転員等操作時間に与える影響は小さい。
また，格納容器各領域間の流動，構造材との熱伝達及び内部熱伝導の不確かさにおいては，ＣＳＴＦ実験解析により格納容器温度及び非凝縮性
ガスの挙動は測定データと良く一致することを確認しており，その差異は小さいため，格納容器圧力及び雰囲気温度を操作開始の起点としている緊急用海水系を用いた残留熱除去系による格納容器除熱及び原子炉注
水操作に係る運転員等操作時間に与える影響は小さい。
（添付資料 2.4.1.2）

ｂ．評価項目となるパラメータに与える影響
炉心における燃料棒表面熱伝達，沸騰遷移及び気液熱非平衡の不確かさとして，解析コードは実験解析において熱伝達モデルの保守性により
燃料被覆管温度を高めに評価し，有効性評価解析においても燃料被覆管
2.4.1-1430

温度を高めに評価することから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
炉心における燃料被覆管酸化の不確かさとして，解析コードは酸化量
及び発熱量の評価について保守的な結果を与えるため，燃料被覆管温度を高く評価することから，実際の燃料被覆管温度は低めとなり，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
格納容器における格納容器各領域間の流動，構造材との熱伝達及び内部熱伝導並びに気液界面の熱伝達の不確かさとして，格納容器モデル（格納容器の熱水力モデル）はＨＤＲ実験解析において区画によって格
納容器雰囲気温度を十数℃程度，格納容器圧力を 1 割程度高めに評価する傾向が確認されているが、これらの不確かさは実験体系に起因するものと考えられ，ＢＷＲの格納容器内の区画とは異なる等，不確かさが小さくなるものと推定され，全体としては格納容器圧力及び雰囲気温度の傾向を適切に再現できているため，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。また，格納容器各領域間の流動，構造材との熱伝達及び内部熱伝導の不確かさにおいては，ＣＳＴＦ実験解析により格納容器雰
囲気温度及び非凝縮性ガスの挙動は測定データと良く一致することを確認しているため，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。
（添付資料 2.4.1.2）(2)

解析条件の不確かさの影響評価
ａ．初期条件，事故条件及び重大事故等対策に関連する機器条件
初期条件，事故条件及び重大事故等対策に関連する機器条件は，第2.4.1-2 表に示すとおりであり，これらの条件設定を実績値等の最確条件とした場合の影響を評価する。解析条件の設定にあたっては，設計値2.4.1-1531を用いるか又は評価項目となるパラメータに対する余裕が小さくなるよう保守的な設定をしていることから，この中で事象進展に有意な影響を与える可能性がある項目について，評価結果を以下に示す。
(a)

運転員等操作時間に与える影響
初期条件の燃料棒最大線出力密度は，解析条件で設定した 44.0kW／m に対して最確条件は約 33〜41kW／m であり，最確条件とした場合
は燃料被覆管温度の上昇が緩和されるが，事象初期の原子炉注水は原
子炉隔離時冷却系の自動起動により確保され，燃料被覆管温度を操作
開始の起点とする運転員等操作はないことから，運転員等操作時間に与える影響はない。
初期条件の原子炉停止後の崩壊熱は，解析条件で設定した燃焼度
33GWd／t に対して最確条件は 33GWd／t 以下であり，最確条件とした場合は崩壊熱が小さくなる傾向となるため，原子炉からサプレッション・プールに流出する蒸気量が減少することで，原子炉水位の低下は遅くなるが，事象初期の原子炉注水は原子炉隔離時冷却系の自動起動により確保されることから，運転員等操作時間に与える影響はない。
また，格納容器圧力及びサプレッション・プール水温度の上昇が遅くなり，これらのパラメータを起点とする運転員等操作の開始時間は遅くなる。
初期条件の原子炉圧力，原子炉水位，炉心流量，格納容器圧力，ドライウェル雰囲気温度，格納容器容積（ウェットウェル）の空間部及び液相部，サプレッション・プール水位は，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与えうるが，事象進展に与える影響は小さく，運転員等操作時間に与える影響は小さい。
事故条件の外部電源の有無については，起因事象発生から原子炉ス
2.4.1-1632

クラムまでの期間の原子炉水位の低下を厳しくする条件として，外部電源ありを想定している。また，低圧代替注水系（常設）の起動準備操作並びに緊急用海水系を用いた残留熱除去系による格納容器除熱及び原子炉注水操作の時間は，外部電源がない場合も考慮して設定していることから，運転員等操作時間に与える影響はない。
機器条件の低圧代替注水系（常設）は，最確条件とした場合は実際の注水流量が解析よりも大きくなるため，注水開始後の原子炉水位の回復が早くなり，炉心冠水後の原子炉水位の維持操作の開始が早くなるが，原子炉減圧から水位回復までの原子炉水位を継続監視している期間の流量調整操作であるため，運転員等操作時間に与える影響はない。
（添付資料 2.4.1.2）(b)

評価項目となるパラメータに与える影響
初期条件の燃料棒最大線出力密度は，解析条件で設定した 44.0kW／m に対して最確条件は約 33〜41kW／m であり，最確条件とした場合
は燃料被覆管温度の上昇が緩和されることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
初期条件の原子炉停止後の崩壊熱は，解析条件で設定した燃焼度
33GWd／t に対して最確条件は 33GWd／t 以下であり，最確条件とした場合は崩壊熱が小さくなり，原子炉からサプレッション・プールに流出する蒸気量が減少することで，原子炉水位の低下は緩和され，格納容器圧力等の上昇は遅くなることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
初期条件の原子炉圧力，原子炉水位，炉心流量，格納容器圧力，ドライウェル雰囲気温度，格納容器容積（ウェットウェル）の空間部及2.4.1-1733

び液相部，サプレッション・プール水位は，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与えうるが，事象進展に与える影響は小さく，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。
事故条件の外部電源の有無については，起因事象発生から原子炉ス
クラムまでの期間の原子炉水位の低下を厳しくする条件として，外部電源ありを想定している。外部電源がない場合は，外部電源喪失に伴い原子炉スクラム，再循環ポンプトリップ等が発生するため，外部電源がある場合と比較して原子炉水位の低下は緩和されることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
機器条件の低圧代替注水系（常設）は，最確条件とした場合は実際の注水流量が解析よりも大きくなるため，注水開始後の原子炉水位の回復が早くなることで，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
（添付資料 2.4.1.2）

ｂ．操作条件
操作条件の不確かさとして，操作に係る不確かさを「認知」，「要員配置」，「移動」，「操作所要時間」，「他の並列操作有無」及び「操作の確実さ」の 6 要因に分類し，これらの要因が運転員等操作時間に与える影響を評価する。また，運転員等操作時間に与える影響が評価項目となるパラメータに与える影響を評価する。評価結果を以下に示す。
(a)

運転員等操作時間に与える影響
操作条件の逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉減圧操作（低圧代替注水系（常設）による原子炉注水操作）は，解析上の操作
開始時間としてサプレッション・プール水温度 65℃到達時を設定し2.4.1-18

34

ている。運転員等操作時間に与える影響として，不確かさ要因により操作開始時間に与える影響は小さく，実態の操作開始時間は解析上の設定とほぼ同等となる。本操作は，解析コード及び解析条件（操作条件を除く。）の不確かさにより，操作開始時間が遅くなる可能性があるが，他の操作との重複もないことから，この他の操作に与える影響はない。
操作条件の緊急用海水系を用いた残留熱除去系による格納容器除熱及び原子炉注水操作は，解析上の操作開始時間として格納容器圧力
279kPa[gage]到達時を設定している。運転員等操作時間に与える影響
として，操作不確かさ要因により操作開始時間に与える影響は小さい
ことから，実態の操作開始時間は解析上の設定とほぼ同等である。本
操作は，解析コード及び解析条件（操作条件を除く。）の不確かさにより，操作開始時間が遅くなる可能性があるが，他の操作との重複もないことから，この他の操作に与える影響はない。
（添付資料 2.4.1.2）(b)

評価項目となるパラメータに与える影響
操作条件の逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉減圧操作（低圧代替注水系（常設）による原子炉注水操作）は，運転員等操作時間に与える影響として，実態の操作開始時間は解析上の操作開始時
間よりも遅くなる可能性があるが，この場合でもパラメータが操作実施基準に到達した時点で開始することで同等の効果が得られ，事象進展に変わりがないことから，評価項目となるパラメータに与える影響はない。
操作条件の緊急用海水系を用いた残留熱除去系による及び原子炉注
水操作は，運転員等操作時間に与える影響として，実態の操作開始時
2.4.1-1935

間は解析上の操作開始時間よりも遅くなる可能性があるが，この場合でもパラメータが操作実施基準に到達した時点で開始することで同等の効果が得られ，有効性評価解析における格納容器圧力の最大値に変わりがないことから，評価項目となるパラメータに与える影響はない。
（添付資料 2.4.1.2）(3)

操作時間余裕の把握操作遅れによる影響度合いを把握する観点から，評価項目となるパラメータに対して，対策の有効性が確認できる範囲内での操作時間余裕を確認し，その結果を以下に示す。
操作条件の逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉減圧操作（低圧代替注水系（常設）による原子炉注水操作）は，原子炉隔離時冷却系による注水継続が可能な時間内に実施することで炉心損傷を回避することが可能であり，事象発生から 8 時間程度の時間余裕がある。
操作条件の緊急用海水系を用いた残留熱除去系による格納容器除熱及び原子炉注水操作は，事象発生の約 13 時間後に実施するものであり，準備時間が確保できるため，時間余裕がある。
（添付資料 2.4.1.2）

(4)

まとめ
解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価の範囲として，運転員等
操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響を確認した。この結果，解析コード及び解析条件の不確かさが運転員等操作時間に与える影響等を考慮した場合においても，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。この他，評価項目となるパラメータに対して，対策の有効性が確
2.4.1-2036

認できる範囲内において，操作時間には時間余裕がある。

2.4.1.4(1)

必要な要員及び資源の評価

必要な要員の評価
事故シーケンスグループ「崩壊熱除去機能喪失」の取水機能が喪失した
場合において重大事故等対策に必要な要員は，「2.4.1.1（3）炉心損傷防止対策」に示すとおり 8 名である。「6.2

重大事故等対策時に必要な要員の評価結果」で示す運転員及び災害対策要員の 39 名で対処可能である。

(2)必要な資材の評価
事故シーケンスグループ「崩壊熱除去機能喪失」の取水機能が喪失した
場合において，必要な水源，燃料及び電源は「6.1(2)

資源の評価条件」の条件にて評価を行い，以下のとおりである。
ａ．水源

低圧代替注水系（常設）による原子炉注水については，7 日間の対応を考慮すると，合計約 620m ３ 必要となる。
水源として，代替淡水貯槽に約 4,300m３ の水を保有している。これにより，水源が枯渇することなく注水継続が可能である。
（添付資料 2.4.1.3）

ｂ．燃

料

常設代替交流電源設備による電源供給については，事象発生直後からの運転を想定すると，7 日間の運転継続に約 352.8kL の軽油が必要となる。軽油貯蔵タンクに約 800kL の軽油を保有していることから，常設代替交流電源設備による電源供給について，７日間の継続が可能である。
2.4.1-2137

（添付資料 2.4.1.4）

ｃ．電

源

常設代替交流電源設備の負荷については，重大事故等対策時に必要な負荷として約 2,781kW 必要となるが，常設代替交流電源設備（常設代替
高圧電源装置 5 台）の連続定格容量は 5,520kW であることから，必要負荷に対しての電源供給が可能である。
（添付資料 2.4.1.5）

2.4.1.5

結論

事故シーケンスグループ「崩壊熱除去機能喪失」の取水機能が喪失した場
合では，炉心冷却には成功するが，崩壊熱除去機能の喪失により炉心損傷より先に格納容器が破損し，これに伴い炉心冷却機能を喪失する場合には，原子炉水位が低下し炉心が露出することで炉心損傷に至ることが特徴である。
事故シーケンスグループ「崩壊熱除去機能喪失」の取水機能が喪失した場合に対する炉心損傷防止対策としては，初期の対策として原子炉隔離時冷却系，
低圧代替注水系（常設）及び逃がし安全弁による原子炉注水手段，安定状態に向けた対策として緊急用海水系を用いた残留熱除去系による格納容器除熱手段を整備している。
事故シーケンスグループ「崩壊熱除去機能喪失」の重要事故シーケンス「過渡事象（給水流量の全喪失）＋ＲＨＲ失敗」について有効性評価を行った。
上記の場合においても，原子炉隔離時冷却系，低圧代替注水系（常設）及び逃がし安全弁による原子炉注水並びに緊急用海水系を用いた残留熱除去系
による格納容器除熱を実施することにより，炉心の著しい損傷を防止するこ
2.4.1-22

38

とができる。
この結果，燃料被覆管温度及び酸化量，原子炉冷却材圧力バウンダリにかかる圧力並びに格納容器バウンダリにかかる圧力及び温度は，判断基準を満足している。また，安定状態を維持することができる。
解析コード及び解析条件の不確かさの影響について確認した結果，運転員
等操作時間に与える影響及び評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。また，対策の有効性が確認できる範囲内において，操作時間余裕について確認した結果，操作が遅れた場合でも一定の余裕がある。
重大事故等対策時に必要な要員は，運転員及び災害対策要員にて確保可能である。また，必要な水源，燃料及び電源については，外部支援を考慮しないとしても，7 日間以上の供給が可能である。
以上のことから，事故シーケンスグループ「崩壊熱除去機能喪失」の取水機能が喪失した場合において，緊急用海水系を用いた格納容器除熱等の炉心損傷防止対策は，選定した重要事故シーケンスに対して有効であることが確認でき，事故シーケンスグループ「崩壊熱除去機能喪失」の取水機能が喪失した場合に対して有効である。

2.4.1-2339

第 2.4.1-1 表
操作及び確認

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

順

常設設備

2.4.1-24

原子炉スクラムの確認

・原子炉スクラムを確認する。

−

原子炉隔離時冷却系の自動起動の確認・原子炉水位が，原子炉水位異常低下（レベル２）
設定点に到達したことを確認する。
・原子炉隔離時冷却系が自動起動し，原子炉水位が回復したことを確認する。
・主蒸気隔離弁が自動閉止したことを確認する。
・再循環ポンプがトリップしたことを確認する。

【原子炉隔離時冷
却系】
ＡＴＷＳ緩和設備（代替原子炉再循
環ポンプトリップ機能）

原子炉水位の調整操作（原子炉隔離時冷却系）

・原子炉隔離時冷却系により，原子炉水位を原子炉
水位低 （レベル３）から原子炉水位高（レベル８）の間に維持する。

【原子炉隔離時冷
却系】

取水機能喪失の確認

・サプレッション・プー ル水温度が 32℃以上であることを確認する。
・中央制御室からの遠隔操作によりサプレッション・プール冷却操作を試みるが，残留熱除去系海水系の起動に失敗したことを確認する。
・以上により，取水機能喪失を確認する。
・外部電源が喪失している場合は，常設代替高圧電源装置から緊急用母線を介して非常用母線を受電する。
・対応可能な要員にて残留熱除去系の回復操作を実施する。

常設代替高圧電源装置
軽油貯蔵タンク

残留熱除去系海水系の回復操作−

重大事故等対処設備
可搬設備
計装設備
−
平均出力領域計装
起動領域計装−原子 炉水 位計（広帯 域，燃料域）
原子炉水位計（SA 広帯域，SA燃料域）【 原子炉 隔離時冷却系 系統 流量計】
原子炉圧力計
原子炉圧力計（SA）−
原子 炉水 位計（広帯 域，燃料域）
原子炉水位計（SA 広帯域，SA燃料域）【 原子炉 隔離時冷却系 系統 流量計】−
サプ レッ ション・プ ール水温度計
【 残留熱 除去系海水系 系統 流
量計】

−
【

−
】： 重大 事故 等 対処 設備（ 設 計基 準拡 張）：有効性評価上考慮しない操作40

第 2.4.1-1 表

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

操作及び確認手順

2.4.1-25

低圧代替注水系（常設）の起動準備操作

・取水機能喪失の確認後，低圧代替注水系（常設）を起動する。

逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉減圧操作

・低圧代替注水系（常設）の起動準備操作の完了後，サプレッション・プール水温度がサプレッション・プール熱容量制限（原子炉が高圧の場合は 65℃）に到達したことを確認する。
・逃がし安全弁（自動減圧機能）7 弁の手動開放により，原子炉減圧操作を実施する。

原子炉水位の調整操作（低圧代替注水系（常設））

・原子炉減圧により低圧代替注水系（常設）
からの原子炉注水が開始され，原子炉水位が回復することを確認する。
・原子炉隔離時冷却系が停止することを確認する。
・以降，原子炉水位は，原子炉水位低（レベル３）設定点から原子炉水位高（レベル８）設定点の間に維持する。

常設設備
常設低圧代替注水系ポンプ
代替淡水貯槽
常設代替高圧電源装置
軽油貯蔵タンク
逃がし安全弁（自動減圧機能）
常設低圧代替注水系ポンプ
代替淡水貯槽
常設代替高圧電源装置
軽油貯蔵タンク
逃がし安全弁（自動減圧機能）
常設低圧代替注水系ポンプ
代替淡水貯槽
常設代替高圧電源装置
軽油貯蔵タンク

重大事故等対処設備
可搬設備
計装設備
−
常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力計−

サプレッション・プール水温度計
原子炉圧力計
原子炉圧力計（SA）−

原子炉水位計（広帯域，燃料域）
原子炉水位計（SA 広帯域，SA
燃料域）
原子炉圧力計
原子炉圧力計（SA）
低圧代替注水系原子炉注水流量計
代替淡水貯槽水位計

41

第 2.4.1-1 表

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

操作及び確認
緊急用海水系を用いた残留熱除去系による格納容器除熱及び原子炉注水

2.4.1-26

使用済燃料プールの冷却操作
可搬型代替注水大型ポンプによる水源補給操作
タンクローリによる燃料補給
操作

手

順

・取水機能喪失の確認後，緊急用海水系を起動する。
・緊急用海水系の起動後，残留熱除去系（格
納容器スプレイ冷却系）を起動する。
・以降，残留熱除去系により原子炉注水及び格納容器スプレイを交互に実施しつつ，原子炉水位を原子炉水位低（レベル３）設定点から原子炉水位高（レベル８）設定点の間に維持する。
・残留熱除去系による原子炉注水を開始した
後に低圧代替注水系（常設）による原子炉
注水を停止する。
・対応可能な要員にて使用済燃料プールの冷却操作を実施する。
・対応可能な要員にて可搬型代替注水大型ポンプにより淡水貯水池から代替淡水貯槽へ水源補給を実施する。
・対応可能な要員にてタンクローリにより可搬型代替注水設備用軽油タンクから可搬型
代替注水大型ポンプに燃料補給を実施する。

−

重大事故等対処設備
可搬設備
計装設備
−
原子炉水位計（広帯域）
原子炉水位計（SA 広帯域）
【残留熱除去系系統流量計】
低圧代替注水系原子炉注水流量計
緊急用海水系流量計（残留熱除去系熱交換器）
緊急用海水系流量計（残留熱除去系補機）
サプレッション・チェンバ圧
力計
ドライウェル圧力計
−
−

−

−

−

−

−

−

常設設備
【残留熱除去系（低圧注水系）】【残留熱除去系（格納容器スプレ
イ冷却系）】
緊急用海水系
常設代替高圧電源装置
軽油貯蔵タンク【】： 重大 事故 等 対処 設備（ 設 計基 準拡 張）：有効性評価上考慮しない操作42

コメント No.163-46 に対する回答

第 2.4.1-2 表
項

目

解析コード
原子炉熱出力原子炉圧力（圧力容器ドーム部）

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

条件設定の考え方
本重要事故シーケンスの重要現象を評価できる解析コード

3,293MW

定格熱出力を設定

6.93MPa[gage]

定格圧力を設定

2.4.1-27

初期条件

原子炉水位

通常運転水位（セパレータスカ
ート下端から＋126 ㎝）

炉心流量48,300ｔ／h

通常運転水位を設定
定格流量を設定

炉心入口温度

約 278℃

熱平衡計算による値

炉心入口サブクール度

約 9℃

熱平衡計算による値

燃料

９×９燃料（Ａ型）

燃料棒最大線出力密度44.0kW／m

原子炉停止後の崩壊熱

ANSI／ANS-5.1-1979（燃焼度 33GWd／t）

９×９燃料(Ａ型)と９×９燃料(Ｂ型)は，熱水力的な特性はほぼ同等であり，その他の核的特性等の違いは燃料棒最大線出力密度の保守性に包含されることから，代表的に９×９燃料(Ａ型)を設定
初期の燃料棒線出力密度が大きい方が燃料被覆管温度の観点で厳しい設定となるため，保安規定の運転上の制限における上限値を設定
崩壊熱が大きい方が原子炉水位低下及び格納容器圧力上昇の観点で厳しい設定となるため，崩壊熱が大きくなる燃焼度の高い条件として，1 サイク
ルの運転期間（13 ヶ月）に調整運転期間（約 1 ヶ月）を考慮した運転期間に対応する燃焼度を設定

43

第 2.4.1-2 表
項目

格納容器圧力ドライウェル雰囲気温度

初期条件

格納容器体積（ドライウェル）格納容器体積（ウェットウェル）サプレッション・プール水位

事故条件

2.4.1-28

サプレッション・
プール水温度

主要解析条件（崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合））（2／6）
主要解析条件

条件設定の考え方

5kPa[gage]

格納容器圧力の観点で厳しい高めの設定として，通常運転時の圧力を包含する値を設定57℃
5,700m３
空間部：4,100m３
液相部：3,300 m３
6.983m（通常水位-4.7cm）
32℃

起因事象

給水流量の全喪失

安全機能の喪失に対する仮定

崩壊熱除去機能喪失

ドライウェル内ガス冷却装置の設計温度を設定
設計値を設定サプレッション・プールでの圧力抑制効果が厳しくなる少なめの水量として，保安規定の運転上の制限における下限値を設定
サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プー ルで の 圧 力 抑 制 効 果 が 厳 し く な る 低 め の 水 位 と して，保安規定の運転上の制限における下限値を設定
サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プー ルで の 圧 力 抑 制 効 果 が 厳 し く な る 高 め の 水 温 と して，保安規定の運転上の制限における上限値を設定
運転時の異常な過渡変化の中で原子炉水位の急速な低下に伴い，原子炉ス
ク ラ ム ， 高 圧 注 水 機能 の自 動 起 動 ， 主 蒸 気 隔 離 弁 の 閉 止 等 が 発 生 す る ため，事象発生後の状況判断における余裕時間の観点で厳しい給水流量の全喪失を設定
取水機能の喪失による崩壊熱除去機能が喪失を設定

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

原子炉スクラム

原子炉水位低（レベル３）信号（遅れ時間：1.05 秒）

起因事象発生から原子炉スクラムまでの期間の原子炉水位の低下を厳しくする条件として，外部電源がある場合の原子炉水位低（レベル３）信号による原子炉スクラムを設定

ＡＴＷＳ緩和設備（代替原子炉再循環ポンプト
リップ機能）

原子炉水位異常低下（レベル２）信号で全台停止

起因事象発生から原子炉スクラムまでの期間の原子炉水位の低下を厳しくする条件として，外部電源がある場合の原子炉水位異常低下（レベル２）
信号による再循環ポンプトリップを設定

外部電源

重 大 事 故 等 対策 に
関 連 す る 機 器条 件

44

項

原子炉隔離時冷却系

主要解析条件

条件設定の考え方

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

設計値を設定原子炉隔離時冷却系は，タービン回転数制御により原子炉圧力に依らず一定の流量にて注水する設計となっている
10.0

8.0

6.0

4.0

2.0

0.0
0

100

最小流量特性
・注水特性：136.7m３ ／h
・注水圧力：7.86〜1.04MPa[dif]原子炉水位が原子炉水位高（レベル８）設定点まで回復した以降は原子炉水位を原子炉水位低（レベル３）設定点から原子炉水位高（レベル８）設定点の範囲に維持
低圧代替注水系（常設）（原子炉注水単独時）
最小流量特性・注水流量：0〜378m３ ／h
・注水圧力：0〜2.38MPa[dif]

200

300

400

500

流量（m3 /h）

炉心冷却性の観点で厳しい設定として，機器設計上の最小要求値である最小流量特性を設定
4.0

3.0
原子炉圧力（MPa[dif]）

2.4.1-29

重
大
事
故
等
対
策
に
関
連
す
る
機
器
条
件

目

主要解析条件（崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合））（3／6）

原子炉圧力（MPa[dif]）

第 2.4.1-2 表

2.0

1.0

0.0
0

100

200

300

400

500

流量（m3 /h）

常設低圧代替注水ポンプ 2 台による注水特性

45

第 2.4.1-2 表
項目

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

条件設定の考え方

4.0

残留熱除去系（低圧注水系）

最小流量特性
注水流量：0〜1,676m３ ／h
注水圧力：0〜1.55MPa[dif]3.0
原子炉圧力（MPa[dif]）

重 大 事 故 等 対策 に
関 連 す る 機 器条 件

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

2.0

1.0

0.0
0

200

400

600

800

1000

1200

流量（m3 /h）

1400

1600

1800

2000

2.4.1-30

46

第 2.4.1-2 表
項目

2.4.1-31

重 大 事 故 等 対策 に 関 連 す る 機 器 条 件

逃がし安全弁

主要解析条件（崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合））（5／6）
主要解析条件（原子炉圧力制御時）
安全弁機能
7.79MPa［gage］×2 個，385.2t／h／個
8.10MPa［gage］×4 個，400.5t／h／個
8.17MPa［gage］×4 個，403.9t／h／個
8.24MPa［gage］×4 個，407.2t／h／個
8.31MPa［gage］×4 個，410.6t／h／個（原子炉減圧操作時）
逃がし安全弁（自動減圧機能）7 弁を開放する
ことによる原子炉減圧＜原子炉圧力と逃がし安全弁蒸気流量の関係＞

条件設定の考え方

設計値を設定逃がし安全弁の設計値に基づく原子炉圧力と蒸気流量の関係から設定

ベント管真空破壊装置
作動差圧

3.45kPa（ドライウェル−サプレッション・チェ
ンバ間差圧）

設計値を設定残留熱除去系（格納容器ス
プレイ冷却系）

スプレイ流量：1.9×10３ t／h（95％：ドライウェル，5％：サプレッション・
チェンバ）

設計値を設定緊急用海水系

約 24MW(サプレッション・プール水温度 100℃，
海水温度 32℃において)設計値を設定47

第 2.4.1-2 表

重 大 事 故 等 対策 に 関 連 す る
操作条件

コ メ ン トNo.16304,08 に対す項

主要解析条件（崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合））（6／6）

2.4.1-32目

主要解析条件

条件設定の考え方

逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉減圧操作（低圧代替注水系（常設）による原子炉注水操作）

サプレッション・プール水温度 65℃到達時

運転手順に基づき，サプレッション・プール熱容量制限を踏まえて設定

サプレッション・チェンバ圧力279kPa[gage]到達時

実際には残留熱除去系の起動準備が完了した時点で，サプレッション・プール水温度が 32℃を超過している場合はサプレッショ
ン・プー ル冷却モー ド運転，サプ レッ ション・チェンバ圧力が245kPa[gage]を超過している場合は格納容器スプレイモード運転を実施するが，操作余裕時間を確認する観点で，評価上はサプレ
ッション・チェンバ圧力が代替格納容器スプレイの実施基準である 279kPa[gage]に到達した時点で格納容器スプレイモード運転を開始するものと設定

緊急用海水系を用いた残留熱除去系による格納容器除熱及び原子炉注水

48

非常 用デ ィ ーゼル発電機等
逃が し安 全 弁
（安 全弁 機 能）Ｇ
常設 代替 高圧電源装置

ター ビン へ

軽油 貯蔵タンクドラ イウ ェ ル

2.4.1-33

代替
循環
冷却系
ポンプ

↑

可搬 型代 替 注水 大型 ポ ンプ

緊急用海水系
ポンプ→←→
残留 熱除 去 系
ポン プＢ

※1 海へ

→

低圧 炉心 ス プレ イ系 ポ ンプ

残留 熱除 去 系ポ ンプ Ｃ

←

↑
海へ ※2

←

※1
※2

常設 低圧 代 替注 水
ポン プＡ 及 びＢ

残留 熱除 去 系
ポン プＡ

※1

残留 熱除 去 系
海水 系ポ ン プ
Ｂ， Ｄ

※3

タン クロ ー リ→→

格納 容器 圧 力逃 がし 装 置

サプ レッ シ ョン
・プ ール

→

※2

※3

サプ レッ シ ョン ・チェ ンバ

残留 熱除 去 系
海水 系ポ ン プＡ ，Ｃ

→

耐圧 強化
ベン ト系

原子炉圧力容器Ｇ↑
可搬 型設 備 用軽 油タ ン ク

→

高圧 炉心
スプ レイ 系 ポン プ

原子炉隔離 時冷 却系 ポ ンプ

海

復水 貯蔵 タ ンク

代替 淡水 貯 槽←
高圧 代替 注 水系 ポン プ
（評 価上 考 慮し ない ）第 2.4.1-1 図

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

コメント No.182-15 に対する回答

49

非常 用デ ィ ーゼル発電機等

Ｇ

逃が し安 全 弁
（自 動減 圧 機能 ）常設 代替 高圧電源装置
ター ビン へ

軽油 貯蔵タンクドラ イウ ェ ル

2.4.1-34

代替
循環
冷却系
ポンプ

↑

可搬 型代 替 注水 大型 ポ ンプ

緊急用海水系
ポンプ→←→
残留 熱除 去 系
ポン プＢ

※1 海へ

→

低圧 炉心 ス プレ イ系 ポ ンプ

残留 熱除 去 系ポ ンプ Ｃ

←

↑
海へ ※2

←

※1
※2

常設 低圧 代 替注 水
ポン プＡ 及 びＢ

残留 熱除 去 系
ポン プＡ

※1

残留 熱除 去 系
海水 系ポ ン プ
Ｂ， Ｄ

※3

タン クロ ー リ→→

格納 容器 圧 力逃 がし 装 置

サプ レッ シ ョン
・プ ール

→

※2

※3

サプ レッ シ ョン ・チェ ンバ

残留 熱除 去 系
海水 系ポ ン プＡ ，Ｃ

→

耐圧 強化
ベン ト系

原子炉圧力容器Ｇ↑
可搬 型設 備 用軽 油タ ン ク

→

高圧 炉心
スプ レイ 系 ポン プ

原子炉隔離 時冷 却系 ポ ンプ

海

復水 貯蔵 タ ンク

代替 淡水 貯 槽←
高圧 代替 注 水系 ポン プ
（評 価上 考 慮し ない ）第 2.4.1-1 図

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

50

非常 用デ ィ ーゼル発電機等
逃が し安 全 弁
（自 動減 圧 機能 ）Ｇ
常設 代替 高圧電源装置

ター ビン へ

軽油 貯蔵タンクドラ イウ ェ ル

2.4.1-35

代替
循環
冷却系
ポンプ

↑

可搬 型代 替 注水 大型 ポ ンプ

緊急用海水系
ポンプ→←→
残留 熱除 去 系
ポン プＢ

※1 海へ

→

低圧 炉心 ス プレ イ系 ポ ンプ

残留 熱除 去 系ポ ンプ Ｃ

←

↑
海へ ※2

←

※1
※2

常設 低圧 代 替注 水
ポン プＡ 及 びＢ

残留 熱除 去 系
ポン プＡ

※1

残留 熱除 去 系
海水 系ポ ン プ
Ｂ， Ｄ

※3

タン クロ ー リ→→

格納 容器 圧 力逃 がし 装 置

サプ レッ シ ョン
・プ ール

→

※2

※3

サプ レッ シ ョン ・チェ ンバ

残留 熱除 去 系
海水 系ポ ン プＡ ，Ｃ

→

耐圧 強化
ベン ト系

原子炉圧力容器Ｇ↑
可搬 型設 備 用軽 油タ ン ク

→

高圧 炉心
スプ レイ 系 ポン プ

原子炉隔離 時冷 却系 ポ ンプ

海

復水 貯蔵 タ ンク

代替 淡水 貯 槽←
高圧 代替 注 水系 ポン プ
（評 価上 考 慮し ない ）第 2.4.1-1 図

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

コメント No.163-05 に対する回答

51

（解 析上 の 時刻 ）（約 0 秒 ）凡

例：操 作・ 確 認（ 運転 員）

給水流量の全喪失：プ ラン ト 状態 （解 析）：判 断：解 析上 考 慮し ない 操作

原子炉水位低（レベル３）
設定点到達：重 大事 故 等対 応要 員（ 現 場） の作 業
：運 転員 と 重大 事故 等対 応 要員 （現 場 ）の共 同作 業

原子炉スクラムの確認 ※ １（約 20 秒）

原子炉水位異常低下（レベル２）設定点到達

可搬 型代 替 注水 大型
ポン プに よ る
水源 補給 操 作

原子炉隔離時冷却系の自動起動の確認 ※ ２

主蒸 気隔 離 弁閉 止
逃が し安 全 弁
（安 全弁 機 能） によ る
原子 炉圧 力 制御 確認 ※ ２タン クロ ー リに よる
燃料 補給 操 作

使用 済燃 料 プー ル
冷却 操作

再循 環ポ ン プ
トリ ップ の 確認 ※ ２※１ ：原 子 炉ス クラ ムは ， 中央 制御 室 に て平 均出 力 領域 計装 等に よ り確 認す る 。
なお，外部電源がない場合は，非常用ディーゼル発電機等は一旦自動起動するが，取水機能喪失により非常用ディーゼル発電機海水ポンプが起動失敗している場合，インターロッ
クに より 60秒間 運転 を継 続 した 後に 停 止 する 。

原子炉水位の調整操作（原子炉隔離時冷却系） ※３※ ２ ： 中 央 制 御 室 に て 機 器 ラ ン プ 表 示 ， 警 報 ， 系 統 流 量 計 ， 原 子 炉 水 位 計 （ 広 帯 域 ）， 原 子 炉 圧力計 等に て 確認 する 。
サプレッション・プール水温度
32℃到達※３ ：原 子 炉隔 離時 冷却 系 によ り， 原 子 炉水 位を 原 子炉 水位 低（ レ ベル ３） 設 定 点か ら原 子 炉水
位高 （レ ベ ル８ ）設 定点 の 間に 維持 す る 。
※ ４： サ プ レ ッシ ョ ン ・ プー ル 冷 却 の実 施 を以 下 に よ り判 断 す る が， 残 留 熱 除去 系 海水 系 の 起動
操作 に失 敗 する こと で取 水 機能 喪失 を 判 断す る。
・サ プレ ッ ショ ン・ プー ル 水温度 32℃

取水機能喪失の確認 ※ ４ ， ５ ， ６

残留熱除去系海水系の回 復操 作

低圧代替注水系（常設）の起動準備操作 ※ ６ ， ７※５ ：取 水 機能 喪失 は， 中 央制 御室 に て 残留 熱除 去 系海 水系 の手 動 起動 操作 （ 失 敗） を実 施 し，機器 ラン プ 表示 ，機 器故 障 警報 ，系 統 流 量計 指示 等 にて 確認 する 。
※６ ：外 部 電源 がな い場 合 には ，常 設 代 替高 圧電 源 装置 によ る緊 急 用母 線及 び 非 常用 母線 の 受電
操作 を実 施 する 。

（約 2 時 間 ）低圧 代替 注 水系 （常 設） 以 外に よる 原 子 炉注 水・制 御棒 駆 動水 圧系 によ る 原子 炉注 水・消 火系 （ ディ ーゼ ル駆 動 ）に よる 原 子 炉注 水・復 水補 給 水系 によ る原 子 炉注 水・低 圧代 替 注水 系（ 可搬 型 ）に よる 原 子 炉注 水

サプレッション・プール水温度
65℃到達

逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉減圧操作 ※ ８

原子炉水位不明
でないことの確認 ※９

Ⅰ

水位不明

※１ ０： 原 子炉 水位 不明 の 場合 は， 原 子 炉圧 力容 器 を満 水と し， 原 子炉 圧力 と サ プレ ッシ ョ ン・
チェ ンバ 圧 力の 差圧 を確 認 する こと で ， 原子 炉水 位 が燃 料有 効長 頂 部以 上で あ る こと を確認 する 。

原子炉水位の調整操作（低圧代替注水系（常設））※１１（約 13 時間 ）※ ８： サ プ レ ッシ ョ ン ・ プー ル 水 温 度が サ プレ ッ シ ョ ン・ プ ー ル 熱容 量 制 限 （原 子 炉が 高 圧 の場
合 は 65℃ ） に 到 達 し 低 圧 で 注 水 可 能 な 系 統 が 待 機 状 態 の 場 合 は ， 原 子 炉 減 圧 操 作 を 実 施
す る。 実 際 の 操 作で は ， 原 子炉 圧 力 が 低 下 し低 圧 代 替 注水 系 （ 常 設 ）に よ る 原 子 炉 注水 が開 始さ れ た 後 に 原子 炉 隔 離 時冷 却 系 が 停 止 する が ， 低 圧代 替 注 水 系 （常 設 ） の み に よる 原子 炉注 水 性 能 を 確認 す る 観 点で ， 原 子 炉 減 圧開 始 と 同 時に 原 子 炉 隔 離時 冷 却 系 は 停 止す る
想定 とし て いる 。
※９ ：原 子 炉水 位不 明は ， 以下 によ り 判 断す る。
・ド ライ ウ ェル 雰囲 気温 度 と原 子炉 圧 力 の関 係が 原 子炉 水位 不明 領 域に 入っ た 場 合・原 子炉 水 位計 の電 源が 喪 失し た場 合・原 子炉 水 位計 のば らつ き が大 きく 有 効 燃料 長頂 部 以上 であ るこ と が判 断で き な い場 合原子炉満 水 操作 ※ １ ０

水位不明ではない※７ ：取 水 機能 喪失 の確 認 後， あら か じ め低 圧で 注 水可 能な 系統 の 準備 操作 を 実 施す る。

※ １１ ： 低 圧 代替 注 水 系 （常 設 ） に より ， 原子 炉 水 位 を原 子 炉 水 位低 （ レ ベ ル３ ） 設定 点 か ら原子炉 水位 高 （レ ベル ８） 設 定点 の間 に 維 持す る。
※１ ２： 緊 急用 海水 系を 用 いた 残留 熱 除 去系 の起 動 操作 は， 取水 機 能喪 失に よ り 判断 する 。
実際には緊急用海水系及び残留熱除去系の起動操作が完了した時点で，サプレッショ
ン・ プー ル 水温 度が 32℃ を 超過 して い る 場合 はサ プ レッ ショ ン・ プ ール 冷却 運 転 ，サ プ
レッ ショ ン ・チ ェン バ圧 力 が 245kPa[gage]を 超過 し てい る場 合は 格 納容 器ス プ レ イ運 転を実施するが，評価上はサプレッション・チェンバ圧力が代替格納容器スプレイの実施
基準 であ る 279kPa[gage]に 到達 した 時 点 で格 納容 器 スプ レイ 運転 を 開始 する 想 定 とし ている 。

サプレッション・チェンバ圧力279kPa[gage]到達

緊急用海水系を用いた残留熱除去
系による格納容器スプレイ及び原子炉注水の交互運転 ※ ６ ， １ ２ ， １ ３※ １３ ： 残 留 熱除 去 系 は ，原 子 炉 水 位低 （ レベ ル ３ ） 設定 点 に て 原子 炉 注 水 運転 に 切り 換 え ，原子炉 水位 高 （レ ベル ８） 設 定点 にて 格 納 容器 スプ レ イ運 転に 切り 替 える 。

代替残留 熱 除去 系海 水系 を 用い た
残留熱除 去 系に よる 格納 容 器ス プ
レイ 及び 原 子炉 注水 の交 互 運転Ⅱ

残留 熱除 去 系以 外に よる 格 納容 器ス プ レ イ・代 替循 環 冷却 系に よる 格 納容 器ス プ レ イ
・代 替格 納 容器 スプ レイ 冷 却系 （常 設 ） によ る格 納 容器 スプ レイ
・代 替格 納 容器 スプ レイ 冷 却系 （可 搬 型 ）に よる 格 納容 器ス プレ イ
・消 火系 に よる 格納 容器 ス プレ イ
・復 水補 給 水系 によ る格 納 容器 スプ レ イ

Ⅲ

残留熱除去系により原子炉水位を維持し，格納容器スプレイモード又はサプレッション・プール冷却モードによる格納容器除熱を継続する。また，機能喪失している設備の復旧に努めるとともに，残留熱除去系を
原子炉停止時冷却モード運転とし，冷温停止状態とする。

【有 効性 評 価の 対象 とし て いな いが 他 に 取り 得る 手 段】
Ⅰ
低圧 代替 注 水系 （常 設） と 同等 の流 量 は 確保 でき な いが ，消 火系 （ ディ ーゼ ル 駆 動） によ る 原子 炉注 水も 実 施可 能で あ る 。
注水 開始 時 間は 遅く なる が ，低 圧代 替 注 水系 （可 搬 型） によ る原 子 炉注 水も 実 施 可能 であ る 。
Ⅱ
代替 残留 熱 除去 系海 水系 を 用い た残 留 熱 除去 系の 使 用も 可能 であ る 。
Ⅲ
代替 循環 冷 却系 ，代 替格 納 容器 スプ レ イ 冷却 系（ 常 設） 及び 代替 格 納容 器ス プ レ イ冷 却系 （ 可搬 型） によ る 格納 容器 ス プ レイ も実 施 可能 であ る。
流量 は少 な いが ，消 火系 及 び復 水補 給 水 系に よる 格 納容 器ス プレ イ も実 施可 能 で ある 。

第 2.4.1-2 図

崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合）の対応手順の概要

コメント No.147-19,20,23,25,29,
148-01,17 に対する回答

52

2.4.1-36

崩 壊熱 除去 機 能喪 失 （取 水機 能 が喪 失 し た 場合 ）経過 時 間（ 分）
0

10

20

30

40

50

60

70

80

90

100

110

備 考

実施個所・必要要員数【 】は他作業後移動してきた要員

責任者

1人

発電長

事象 発生

中央監視
運転操作指揮原子 炉ス ク ラム
操作の内容

操作項目
補佐

副発電長

1人

運転操作指揮補佐

通報連絡者

災害対策要員2人

災害対策本部連絡
発電所外部連絡約20秒

原 子炉 水位 異常 低 下（ レベ ル ２ ）設 定点 到 達
プラ ント 状 況判 断

運転員
(中央制御室)運転員(現場)

重大事故等対応要員(現場)●外部電源喪失の確認● 給水 流量 全 喪失 の 確認
● 原子 炉ス ク ラム の 確認

状況判断

2人
A，B

外部電源喪失の確認及び非常用ディーゼル発電機の停止確認は，外部電源がない場合 に実施す る● ター ビン 停 止の 確 認
−

10 分

−
● 非常 用デ ィ ーゼ ル 発電 機等 の 停止 確 認● 原子 炉隔 離 時冷 却 系の 自動 起 動確 認
● 主 蒸 気隔 離 弁 閉止 及 び 逃 がし 安 全 弁 に よる原子炉圧力制御の確認● 再循 環ポ ン プト リ ップ の確 認

原子炉水位の調 整
操作（原子炉隔 離
時冷却系）

【1人】
A

−

−

● 原 子 炉 隔 離 時 冷 却系 に よ る原 子 炉 注 水 の調 整操 作1分

外部電源がない場合に実施する

2分

外部電源がない場合に実
施する

【1人】
A

−

−

● 高 圧 炉 心 ス プ レ イ系 デ ィ ーゼ ル 発 電 機 の手 動起 動 操作（ 失敗 ）

【1人】
B

−

−

● 非 常 用 デ ィ ー ゼ ル発 電 機 等の 手 動 起 動 操
作 （失 敗）

交流電源の回復
操作

−

−

−

常設代替高圧電源装置による緊急用母線受電操
作

【1人】
B

−

−

●常 設代 替高圧電 源装 置2台起動及 び緊 急用
母線受電操 作

【1人】
B

−

−

●受電前準備

−

2人
C,D

−

●受電前準備

常設代替高圧電 源装置による非常 用
母線の受電操作

【1人】
B

−

−

取水機能喪失の
確認

【1 人】
B

−

−

● 残 留 熱 除 去 系 海 水系 の 手 動起 動 操 作 （ 失敗）

残留熱除去系海 水
系の回復操作−−−●残留熱除去系海水系の機能回復

全交流動力電源 喪
失の確認

常設代替高圧電源装置による非常用母線の受電
準備操作

原 子炉 水位 を 原子 炉 水位 低（ レ ベル ３ ） 設 定点 か ら 原子炉 水 位 高（レ ベ ル ８） 設定 点 の 間 に維 持

●非 常 用デ ィー ゼ ル 発電機 等 の 機能回 復

外部電源がない場合に対応可能な要員にて実施する●外 部 電源 の機 能 回 復4分
外部電源がない場合に実
施する

35 分

外部電源がない場合に実
施する

70 分
8分

●常設代替高圧電源装置3台追加起動操作● 緊 急 用 高 圧 母 線 か ら 非 常 用 母 線 2C 系 へ の
受電操 作● 非 常 用 母 線 2C 系 か ら 非 常 用 母 線 2D 系 へ の受電操作

外部電源がない場合に実
施する

5分

4分
対応可能な要員にて実施
する

コメント No.147-27,148-07 に対する回答

第 2.4.1-3 図

崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合）の作業と所要時間（1／2）

2.4.1-37

53

崩 壊熱 除去 機 能喪 失 （取 水機 能 が喪 失 し た 場合 ）経過 時 間（ 時間 ）
0

4

8

12

16

20

24

28

32

36

40

44

48

備 考

事象 発生
約20秒

原 子炉 水位 異常 低 下（ レベ ル ２ ）設 定点 到 達
約2時 間

サ プレ ッ ショ ン・ プー ル 水温 度 65℃

実施個所・必要要員数【 】は他作業後移動してきた要員

操作項目

操作の内容

運転員
(中央制御
室)

運転員
(現場)

重大事故等対応要員(現場)

低圧代替注水系（常設） の起 動準
備操作

【1人】
B

−

−

逃 が し 安 全 弁（ 自 動 減 圧 機能）による原子
炉減圧操作

【1人】
B

−

−

原子炉水 位の 調整
操作（低 圧代 替注
水系（常設））

【1人】
A

−

−

緊急用海 水系 を用いた残留 熱除 去系
による格 納容 器除熱及び原 子炉 注水
操作

【1 人】
B

−

−

約13時間

● 原 子 炉 注 水 ， 格 納容 器 ス プレ イ 及 び 原 子
4分
炉減 圧 に必 要な 負 荷 の 電源切替 操 作●低圧代替注水系（常設）による原子炉注
水 系統構成3分●逃がし安全弁7弁の開放操作

1分

サプレッション・プール
熱容量制限到達までに適宜実施する● 原 子 炉 隔 離 時 冷 却系 に よ る原 子 炉 注 水 の調整 操 作●低圧代替注水系（常設）による原子炉注
水の調整操作原子 炉 水位 を原 子 炉 水位低 （ レ ベル３ ） 設 定点 か ら
原 子炉 水位 高 （レ ベ ル８ ）設 定 点の 間 に 維 持す る

●緊急用海水系の起動操作

20 分●残留熱除去系の起動操作

7分
原子 炉水 位 高（ レベ ル８ ） 設定 点に て 格 納容 器ス プ レイ 又は サプ レ ッシ ョン ・ プ ール 冷却 運 転へ の切 替え 操 作を 実施 し ，
原子 炉水 位 低（ レベ ル３ ） 設定 点に て 原 子炉 注水 へ の切 替え 操作 を 実施 する●残留熱除去系による格納容器スプレイ操
作及び原子炉注水の交互運転

使用済燃 料プ ール
の冷却操作

−

−

−

可搬型代 替注 水大型ポンプ によ る水
源補給操作

−

−

−

タンクロ ーリ による燃料補給操作−

必要要員合計2人
A,B

サプ レッ ショ ン ・チ ェン バ 圧 力279kPa［gage］到 達

使用済燃料プールの除熱機能が喪失した場合でも ， プ ー ル 水 温 度 が 80℃に 到 達 す る まで に は 1日程度の時間余裕があるた
め，本操作は対応可能な要員にて実 施する。

●使用済燃料プールの冷却操作●可搬型代替注水大型ポンプの移動，ホース敷設等

対応可能な要員にて実施
する●ポンプ起動及び水源補給操作−−●可搬型設備用軽油タンクからタンクロー
リへの補給対応可能な要員にて実施
する●可搬型代替注水大型ポンプへの給油
2人
C,D

0人

コメント No.147-27 に対する回答

第 2.4.1-3 図

崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合）の作業と所要時間（2／2）

2.4.1-3854

10

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

8

原子炉圧力
(MPa[abs])
MPa[abs]）

主蒸気隔離弁閉鎖による原子炉圧力上昇

6

4

2

0
0

1

2

3

4

5

事故後の時間（ｈ）(h)

第 2.4.1-4 図

原子炉圧力の推移

コメント No.147-02,18 に対する回答

20
低圧代替注水系（常設）の起動／停止による水位制御

原子炉水位（シュラウド内 外水位）

原子炉隔離時冷却系の起動／停止による
原子炉水位の維持
シュラウド内（炉心上部プレナム）

15

レベル 8
レベル 3
レベル 2
シュラウド外10

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

5

シュラウド内（炉心下部プレナム）

(m)

0
0

1

2

3

4

5

(h)
事故後の時間（ｈ）

第 2.4.1-5 図

原子炉水位（シュラウド内外水位）の推移

2.4.1-39

55

コメント No.147-05 に対する回答

2000

1500

注水流量

1000
低圧代替注水系(常設)による注水

原子炉隔離時冷却系による
注水

３
(m）
／h)

500

0
0

1

2

3

4

5

(h)
事故後の時間（ｈ）

第 2.4.1-6 図

注水流量の推移4000
逃がし安全弁
(7 弁開放による原子炉減圧)

3500
3000

蒸気流量

2500
2000

(t／h) 1500

逃がし安全弁（原子炉圧力制御）

1000
500
0
0

1

2

3

4

5

(h)
事故後の時間（ｈ）

第 2.4.1-7 図

逃がし安全弁からの蒸気流出流量の推移

2.4.1-4056

500

原子炉圧力容器内の保有水 量(t)

逃がし安全弁（7 弁）
開放による水量減少

400

低圧代替注水系（常設）の起動／停止による水量増減

原子炉隔離時冷却系の起動／停止による水量増減

300

200

100

0
0

1

2

3

4

5

(h)
事故後の時間（ｈ）

第 2.4.1-8 図

原子炉圧力容器内の保有水量の推移

1200（最高温度：初期値（約 309℃）を上回らない）

1000

燃料被覆管 温度
(℃)

800

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

400

原子炉減圧による飽和温度の低下

200

0
0

1

2

3

4

5

(h)
事故後の時間（ｈ）

第 2.4.1-9 図

燃料被覆管温度の推移

2.4.1-41

57

コメント No.147-02 に対する回答

1.0E+6
核沸騰冷却(ボイド率に対応した値)

1.0E+5熱伝達係 数

1.0E+4

1.0E+3

２(W／(m）
・K))
1.0E+2

1.0E+1

1.0E+0
0

1

2

3

4

5

事故後の時間（ｈ）(h)

第 2.4.1-10 図

燃料被覆管最高温度発生位置における熱伝達係数の推移

コメント No.147-02,05 に対する回答

1.2

1

ボイド率

原子炉減圧に伴うボイド率増加0.8

低圧代替注水系（常設）の起動／停止によるボイド率増減

0.6
原子炉隔離時冷却系の起動／停止に伴うボイド率増減

(−)
0.4

0.2

0
0

1

2

3

4

5

(h)
事故後の時間（ｈ）

第 2.4.1-11 図

燃料被覆管最高温度発生位置におけるボイド率の推移

2.4.1-42

58

コメント No.147-02,05 に対する回答

1.2

1
原子炉減圧に伴うボイド率増加 低圧代替注水系（常設）のボイド率

起動／停止によるボイド率増減

0.8
原子炉隔離時冷却系の起動／停止に伴うボイド率増減

0.6

(−)
0.4

0.2

0
0

1

2

3

4

5

(h)
事故後の時間（ｈ）
SA3NT2LOF99AG2NR002

第 2.4.1-12 図

高出力燃料集合体におけるボイド率の推移

コメント No.147-02,05 に対する回答

1.2

1

ボイド率

0.8
原子炉減圧に伴うボイド率増加0.6

原子炉減圧完了
によるボイド消滅(−)
0.4
原子炉隔離時冷却系の起動／停止に伴うボイド率増減

0.2

0
0

1

2

3

4

5

(h)
事故後の時間（ｈ）
SA3NT2LOF99AG2NR002

第 2.4.1-13 図

炉心下部プレナムにおけるボイド率の推移

2.4.1-4359

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

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

1000

円 周 方 向 の 応 力

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

円

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

方NUREG-0630,DATA J(KfK)
KfK(0.8〜1.6K/s)(REBEKA Single Rod)向のJNES(内圧破裂試験)

100

NFI他(内圧破裂試験)

応

ベストフィット曲線

力
平均値−２σ曲線
2(N/mm(N／mm)２ )

10

1
0

100

200

300

400

500

600

700

800

900

1000

1100

1200

1300

1400

1500

1600

燃 料 被 覆 管 温 度 (℃)

第 2.4.1-14 図

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

2.4.1-4460

0.8
ドライウェル

原子炉減圧に伴う格納容器圧力上昇
格納容器圧力

格
納
容
器
圧
力

サプレッション・チェンバ

0.6

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）
作動による圧力低下（279kPa[gage]到達時）
最大圧力：約 0.28MPa[gage]（約 13 時間）0.4

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

残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）
作動による圧力上昇の抑制（13.7kPa[gage]到達時）

0.2

0
0

24

48

72

96

120

144

168

事故後の時間(h)第 2.4.1-15 図

格納容器圧力の推移

300

格納容器雰囲気温度

ドライウェル温度は以下により初期温度から急激ドライウェルに上昇する
サプレッション・チェンバ・主蒸気隔離弁の閉止により，原子炉圧力及び原子炉内飽和温度が上昇する
・ドライウェル冷却装置の停止
残 留熱除去 系（格納 容器スプレ イ冷却系 ）作動による温度低下
最高温度：約 141℃
（約 13 時間）200

残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）
作動による温度上昇の抑制

)

(℃)
100

原子炉減圧に伴い原子炉飽和温度が低下することで，圧力容器壁面（内表面）温度が低下し，熱伝導の遅れを伴って，外表面の温度も低下し，格納容器気相部温度の低下に繋がる。また，格納容器気相部から壁面への伝熱により，壁面温度が上昇することで格納容器気相部温度が低下する

0
0

24

48

72

96

120

144

168

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

第 2.4.1-16 図

格納容器雰囲気温度の推移

2.4.1-45

61

コメント No.147-05,40 に対する回答

20

サ プ レ ッ シ ョ ン ・プ ー ル 水 位
ー

サ
プ
レ
ッ
シ
ョ
ン
・
プ

ル
水
位

ベントライン（約 15m）
15

原 子 炉減 圧状 態の 維持 によ り原 子 炉内の蒸気が流入するため水位が上昇
10

5

（m）
(m)

0
0

24

48

72

96

120

144

168

事故後の時間(h)第 2.4.1-17 図

サプレッション・プール水位の推移

コメント No.147-05 に対する回答

300

サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プー
ール水温度

サ
プ
レ
ッ
シ
ョ
ン
・
プ
ル
水
温
度

格納容器スプレイ冷却系による格納容器
スプレイ作動による温度低下
最高温度：約 134℃
（約 13 時間）
200

100

(℃)

原子炉減圧状態の維持により原子炉内の蒸気が流出し水温が上昇

（℃）

0
0

24

48

72

96

120

144

168

事故後の時間(h)JOB No.MA47BNT2TW--GG5P000

第 2.4.1-18 図

サプレッション・プール水温度の推移

2.4.1-4662添付資料 2.4.1.1
安定状態について（崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合））

崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合）時の安定状態については，
以下のとおり。
原子炉安定停止状態：事象発生後，設計基準事故対処設備又は重大事故等対処設備を用いた炉心冷却が維持可能であり，また，冷却のための設備がその後も機能維持でき，かつ，必要な要員の不足や資源の枯渇等のあらかじめ想定される事象悪化のおそれがない場合に安定停止状態が確立されたものとする。
格納容器安定状態 ：炉心冷却が維持された後に，設計基準事故対処設備又は重大事故等対処設備を用いた格納容器除熱により格納容器圧力及び温度が安定又は低下傾向に転じ，また，格納容器除熱のための設備がその後も機能維持でき，かつ，必要な要員の不足や資源の枯渇等のあらかじめ想定される事象悪化のおそれがない場合に安定状態が確立されたものとする。
【安定状態の確立について】
原子炉安定停止状態の確立について
原子炉隔離時冷却系の原子炉注水により炉心が冠水し，炉心冷却が維持される。サプレッション・プール熱容量制限に到達後，原子炉を減圧し，低圧代替注水系（常設）を用いた原子炉注水を継続することで，引き続き炉心が冠水し，炉心の冷却は維持され，原子炉
安定停止状態が確立される。
格納容器安定状態の確立について
炉心冷却を継続し，常設代替海水取水設備を用いた残留熱除去系による格納容器除熱を実施することで，格納容器圧力及び雰囲気温度は安定又は低下傾向となる。格納容器雰囲
気温度は 150℃を下回るとともに，ドライウェル雰囲気温度は，低圧注水継続のための逃がし安全弁の機能維持が確認されている 126℃を上回ることはなく，格納容器安定状態が確立される。
また，重大事故等対策時に必要な要員は確保可能であり，必要な水源，燃料及び電源を供給可能である。
【安定状態の維持について】
上記の炉心損傷防止対策を継続することにより安定状態を維持できる。
また，残留熱除去系の機能を維持し除熱を継続することで，安定状態の維持が可能となる。
（添付資料 2.1.1 別紙 1）

添付 2.4.1.1-1

63

コメント No.148-21,265-06,07,08 に対する回答

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価について（崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合））

第 1-1 表分類

解析コードにおける重要現象の不確かさが運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（ＳＡＦＥＲ）（1／2）

重要現象

解析モデル

崩壊熱

崩壊熱モデル

添付 2.4.1.2-1

燃料棒表面熱伝達， 沸騰遷移，気液熱非平衡

燃料棒表面熱伝達モデル

炉心

燃料被覆管酸化燃料被覆管変形

ジルコニウム−
水反応モデル

膨れ・破裂評価モデル

不確 かさ

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

評価 項目 と なる パラ メー タ に与 える 影 響

入力値に 含 まれ る。
最確条件を包絡できる条件を設定する
ことにより崩壊熱を大きくするよう考慮してい る 。
TBL， ROSA-Ⅲ の 実 験 解 析 に お い て ， 熱伝達係数を低めに評価する可能性があり，他の解析モデルの不確かさと相まってコード全体として，スプレイ冷却のない実験結果の燃料被覆管温度に比
べて＋50℃ 程度 高め に評 価 する 。ま た、
低圧代替注水系（常設）による注水での燃料棒冷却過程における蒸気単相冷
却又は噴 霧 流冷 却の 不確 か さは 20℃ 〜
40℃程度 で ある 。
酸化量及び酸化反応に伴う発熱量をより大きく 見 積もる Baker-Just 式 によ る
計算モデルを採用しており，保守的な結果を与 え る。

「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評価項目とな るパ ラ メー タに 与え る 影響 」に て 確 認。

「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

解析 コー ド は，実 験結 果の 燃 料被 覆管 温 度に 比べ て ＋50℃高 めに 評 価する こと か ら，解 析結 果は 燃 料棒 表面 の 熱伝 達係 数 を小 さく 評価 す る
可能 性が あ る。よっ て ，実 際 の燃 料棒 表 面で の熱 伝 達は 大き くな る ことで ，燃 料被 覆管 温 度は 低く な るが，操 作手 順（ 速や かに 注 水手 段を準備 する こ と）に変 わ りは なく ，事象 初 期の 原子 炉 注水 は原 子炉 隔 離時冷 却系 の 自動 起動 によ り 確保 され ，燃 料被 覆管 温 度を 起点 とす る 運
転員 等操 作 はな いこ とか ら ，運 転員 等 操 作時 間に 与 える 影響 はな い 。

解析 コー ド は， 実験 解析 に おい て熱 伝 達 モデ ルの 保 守性 によ り燃
料被 覆管 温 度を 高め に評 価 し， 有効 性 評 価解 析に お いて も燃 料被覆管 温度 を 高め に評 価す る こと から ， 評 価項 目と な るパ ラメ ータに対 する 余 裕は 大き くな る 。

解析 コー ド は，酸 化量 及び 発 熱熱 の評 価 につ いて 保 守的 な結 果を 与 え
るた め，解 析結 果は 燃 料被 覆管 温 度を 高 く評 価す る 可能 性が ある 。よって ，実 際の 燃料 被 覆管 温度 は 低く なる が，操作 手順（速 やか に 注水
手段 を準 備 する こと ）に変 わり は なく ，事象 初期 の 原子 炉注 水は 原 子
炉隔 離時 冷 却系 の自 動起 動 によ り確 保 さ れ，燃 料被 覆管 温 度を 起点 とする 運転 員 等操 作は ない こ とか ら ，運 転 員等 操作 時 間に 与え る影 響 はない 。
有効性評価解析では原子炉水位が燃料有効長頂部を下回ることはな
く，燃料 被 覆管 最高 温 度は 初期 値 を上 回 るこ とが な いこ とか ら ，燃 料
被覆 管の 破 裂判 定の 不確 か さが 運転 員 等 操作 に与 え る影 響は ない 。

解析コードは，酸化量及び発熱熱の評価について保守的な結果を与えるため，燃料被覆管温度を高く評価することから，評価項目とな るパ ラ メー タに 対す る 余裕 は大 き く なる 。

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

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

添付資料 2.4.1.2

64

第 1-2 表
分類

炉心

解析コードにおける重要現象の不確かさが運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（ＳＡＦＥＲ）（2／2）

重要 現象

沸騰・ボイド率変化，気 液 分離（水位変 化）・対向流，三次 元効果解析モデル

二相流体の流動モデル

添付 2.4.1.2-2
沸騰・ボイド率変化，気 液 分離（水位変 化）・対向流，三次 元効果二相流体の流動
モデル

原子 炉
圧力 容器
冷却 材放 出（臨界流・ 差圧流）臨界流モデルECCS 注 水（給水系・代 替注水系含む。）

原子炉注水系モデル

不確 かさ

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

評価 項目 と なる パラ メー タ に与 える 影 響

TBL，ROSA-Ⅲ，FIST-ABWR の 実験 解析 にお いて ，
二相 水位 変 化 は ， 解 析 結 果 に 重 畳 す る 水 位 振 動
成分 を除 い て ， 実 験 結 果 と お お む ね 同 等 の 結 果が得 られ て い る 。 低 圧 代 替 注 水 系 の 注 水 に よ る
燃料 棒冷 却 （ 蒸 気 単 相 冷 却 又 は 噴 霧 流 冷 却 ） の不確かさは 20℃〜 40℃程 度で ある 。
また，原子 炉圧 力 の評 価に お いて ，ROSA-Ⅲで は，
2MPa より低 い圧 力で 系 統的 に圧 力 低下 を 早め に予測 する 傾 向 を 呈 し て お り ， 解 析 上 ， 低 圧 注 水系の起動タイミングを早める可能性が示される。 しか し ， 実 験 で 圧 力 低 下 が 遅 れ た 理 由 は ，
水面 上に 露 出 し た 上 部 支 持 格 子 等 の 構 造 材 の 温
度が 燃料 被 覆 管 か ら の 輻 射 や 過 熱 蒸 気 に よ り 上
昇し，LPCS スプ レイ の 液滴 で冷 却 され た 際に 蒸気が 発生 し た た め で あ り ， 低 圧 代 替 注 水 系 を 注
水手 段と し て 用 い る 本 事 故 シ ー ケ ン ス で は 考 慮する 必要 の な い 不 確 か さ で あ る 。 こ の た め ， 燃
料被 覆管 温 度 に 大 き な 影 響 を 及 ぼ す 低 圧 代 替 注
水系 の注 水 タ イ ミ ン グ に 特 段 の 差 異 を 生 じ る 可
能性はない と考 えら れる 。
下部 プレ ナ ム の 二 相 水 位 を 除 き ， ダ ウ ン カ マ の
二相 水位 （ シ ュ ラ ウ ド 外 水 位 ） に 関 す る 不 確 かさを 取り 扱 う 。 シ ュ ラ ウ ド 外 水 位 に つ い て は ，
燃料 被覆 管 温 度 及 び 運 転 員 操 作 の ど ち ら に 対 しても 二相 水 位 及 び こ れ を 決 定 す る 二 相 流 動 モ デルの 妥当 性 の 有 無 は 重 要 で な く ， 質 量 及 び 水 頭のバ ラン ス だ け て 定 ま る コ ラ プ ス ト 水 位 が 取 り
扱え れば 十 分 で あ る 。 こ の た め ， 特 段 の 不 確 かさを考慮す る必 要は ない 。
TBL，ROSA-Ⅲ，FIST-ABWR の 実験 解析 にお いて ，
圧力 変化 は 実 験 結 果 と お お む ね 同 等 の 解 析 結 果が得 られ て お り ， 臨 界 流 モ デ ル に 関 し て 特 段 の不確かさを 考慮 する 必要 は ない 。

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

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

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

解析 コー ド は，ダウ ンカ マ 部の 二相 水 位 変化 を適 切 に評 価す るこ
とか ら， 評 価項 目と なる パ ラメ ータ に 与 える 影響 は 小さ い。

解析 コ ード は， 原 子炉 圧 力変 化を 適 切に 評価 す るこ とか ら ，運 転員等 操作 時 間に 与え る影 響 は小 さい 。
破断 口 及び 逃が し 安全 弁 から の流 出 は， 圧力 容 器ノ ズル 又 はノ ズ
ルに 接 続す る配 管 を通 過 し， 平衡 均 質流 に達 す るの に十 分 な長 さであ る こと から ， 管入 口 付近 の非 平 衡の 影響 は 無視 でき る と考 えられ ，平 衡 均質 臨界 流モ デ ルを 適用 可 能 であ る。
「解 析 条件 を最 確 条件 と した 場合 の 運転 員等 操 作時 間及 び 評価 項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

解析 コー ド は ，原 子炉 圧 力変 化を 適切 に 評価 する こ とか ら ，評 価
項目 とな る パラ メー タに 与 える 影響 は 小 さい 。
破断 口及 び 逃が し安 全弁 か らの 流出 は ，圧力 容器 ノ ズル 又は ノズ
ルに 接続 す る配 管を 通過 し ，平 衡均 質 流 に達 する の に十 分な 長さであ るこ と から ，管 入口 付 近の 非平 衡 の 影響 は無 視 でき ると 考えられ ，平 衡 均質 臨界 流モ デ ルを 適用 可 能 であ る。
「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評価
項目 とな る パラ メー タに 与 える 影響 」 に て確 認。

入力値に含 まれ る。
各系 統の 設 計 条 件 に 基 づ く 原 子 炉 圧 力 と 注 水 流
量の 関係 を 使 用 し て お り ， 実 機 設 備 仕 様 に 対 して注 水流 量 を 少 な め に 与 え ， 燃 料 被 覆 管 温 度 を高めに評価 する 。

65

第 1-2 表

解析コードにおける重要現象の不確かさが運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（ＭＡＡＰ）

分類

重要 現象

解析モデル

不確 かさ

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

評価 項目 と なる パラ メー タ に与 える 影 響

炉心

崩壊 熱

炉心モデル
（原子炉出力及び崩壊熱）

入力値に含まれる。
保守的な崩壊熱を入力 値 に 用 い て お り ， 解 析 モ デ ル の 不 確 か さ の 影
響はない。
入力値に含まれる。
保守的な注水特性を入 力 値 に 用 い て お り ， 解 析 モ デ ル の 不 確 か さ の影響はない。

「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評
価項 目と な るパ ラメ ータ に 与え る影 響 」 にて 確認 。

「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評
価項 目と な るパ ラメ ータ に 与え る影 響 」 にて 確認 。

「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評
価項 目と な るパ ラメ ータ に 与え る影 響 」 にて 確認 。

「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評
価項 目と な るパ ラメ ータ に 与え る影 響 」 にて 確認 。

ＨＤＲ実験解析では， 格 納 容 器 圧 力 及 び 雰 囲 気 温 度 に つ い て ， 温 度
成層化を含めて傾向を よ く 再 現 で き る こ と を 確 認 し た 。 格 納 容 器 雰
囲気温度を十数℃程度高 め に， 格納 容 器 圧力 を 1 割 程度 高め に 評価する傾向が確認された が ， 実 験 体 系 に 起 因 す る も の と 考 え ら れ ， 実
機体系においてはこの種の不確かさは小さくなるものと考えられる。また，非凝縮性ガ ス 濃 度 の 挙 動 に つ い て ， 解 析 結 果 が 測 定 デ ー
タとよく一致することを 確 認し た。
格納容器各領域間の流 動 ， 構 造 材 と の 熱 伝 達 及 び 内 部 熱 伝 導 の 不 確
かさにおいては，ＣＳ Ｔ Ｆ 実 験 解 析 で は ， 格 納 容 器 雰 囲 気 温 度 及 び
非凝縮性ガス濃度の挙 動 に つ い て ， 解 析 結 果 が 測 定 デ ー タ と よ く 一
致することを確認した。

解析コードは，ＨＤＲ実験解析において区画によって格納容器雰 囲気 温 度を 十数 ℃程 度 ，格 納容 器 圧 力を 1 割 程 度高 めに評価する傾向が確認されているが，ＢＷＲの格納容器内の区画とは異なる等，実験体系に起因するものであり，実機体系
においては不確かさが小さくなるものと推定され，全体としては格納容器圧力及び温度の傾向を適切に再現できているた
め，格納容器圧力を操作開始の起点としている代替格納容器
スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却及び格納容器圧
力逃がし装置等による格納容器除熱に係る運転員等操作時間に与 える 影 響は 小さ い。
また，格納容器各領域間の流動，構造材との熱伝達及び内部
熱伝導の不確かさにおいては，ＣＳＴＦ実験解析において格納容器雰囲気温度及び非凝縮性ガスの挙動は測定データと良く一致することを確認しており，その差異は小さいため，格
納容器圧力及び雰囲気温度を操作開始の起点としている代替
格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却及び格
納容器圧力逃がし装置等による格納容器除熱に係る運転員等
操作 時間 に 与え る影 響は 小 さい 。
「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評
価項 目と な るパ ラメ ータ に 与え る影 響」 にて 確認 。

解析 コー ド は，ＨＤ Ｒ実 験 解析 にお い て区 画に よっ て 格納 容器
雰囲 気温 度 を十 数℃ 程度 ，格納 容器 圧 力 を 1 割程 度 高め に評 価する 傾向 が 確認 され てい る が、ＢＷ Ｒ の格 納容 器内 の 区画 とは異な る等 ，実験 体系 に起 因 する もの で あ り，実機 体 系に おい ては不 確か さ が小 さく なる も のと 推定 さ れ，全体 とし て は格 納容
器圧 力及 び 温度 の傾 向を 適 切に 再現 で き てい るた め ，評 価項 目とな るパ ラ メー タに 与え る 影響 は小 さ い 。
また ，格 納 容器 各領 域間 の 流動 ，構 造 材と の熱 伝達 及 び内 部熱伝導 の不 確 かさ にお いて は ，Ｃ ＳＴ Ｆ 実験 解析 によ り 格納 容器
雰囲気温度及び非凝縮性ガスの挙動は測定データと良く一致する こと を 確認 して いる た め，評価 項 目と なる パラ メ ータ に与える 影響 は 小さ い。

「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評
価項 目と な るパ ラメ ータ に 与え る影 響」 にて 確認 。

「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評
価項 目と な るパ ラメ ータ に 与え る影 響 」 にて 確認 。

原子 炉
圧力 容器

添付 2.4.1.2-3

ECCS 注 水（給 水系・代替 注
水設 備含
む）
格納 容器
各領 域間
の流 動
構造 材と
の熱 伝達
及び 内部
熱伝 導

安全系モデル（非常用炉心冷却系）

格納容器モデル（格納容器の熱水力モデ
ル）
原子 炉
格納 容器

気液 界面
の熱 伝達

スプ レイ
冷却
サプ レッ
ショ ン・プール 冷却

安全系モデル（格納容器スプレイ）
安全系モデル（非常用炉心冷却系）

入力値に含まれる。
スプレイの水滴温度は 短 時 間 で 雰 囲 気 温 度 と 平 衡 に 至 る こ と か ら 伝
熱モデルの不確かさはな い 。
入力値に含まれる。

「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評
価項 目と な るパ ラメ ータ に 与え る影 響 」 にて 確認 。

66

第2表

解析条件を最確条件とした場合に運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（1／4）
解析条件の不確かさ項

条件 設定 の 考え 方

目
解析条件

最確 条件

3,293MW

約 3,279〜
約 3,293MW（実 績値 ）

6.93MPa[gage]

約 6.91〜 約
6.94MPa[gage]（実 績値 ）

定格 熱出 力 を設 定
原子 炉熱 出力定格 圧力 を 設定
原子 炉圧力(圧力 容 器ド ーム部)

通常 運転 水 位を 設定
通常 運転 水 位
（セパレ ー タス カー
ト下端か ら約 122cm〜＋132cm）（実 績値 ）

炉心 流量48,300t／h（定格流量（100％流
量））

定格流量の
約 86％〜約 104％
（実績値）

初期条件

添付 2.4.1.2-4

原子 炉水位通常運転水位（セパレータスカー
ト下端から＋126cm）

定格 流量 を 設定

燃料

燃料 棒最大線出 力密度

９×９燃料(Ａ型)

装荷 炉心 ご と

44.0kW／m

約 33〜 41kW／m（実 績値 ）

９×９ 燃 料(Ａ型)と ９×９ 燃 料(Ｂ型)は ，熱水力的な特性はほぼ同等であり，その他の核的特性等の違いは燃料棒最大線出力密度の保守性に包含されることから，代表的に９×９ 燃 料(Ａ型)を 設定
初期の燃料棒線出力密度が大きい方が燃料被覆 管温 度 に対 して 厳し い 設定 とな る
このため，保安規定の運転上の制限におけ
る上 限値 を 設定

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響
最 確 条 件 と し た 場 合に は 最 大 線 出 力 密 度 及 び 原 子 炉
停 止 後 の 崩 壊 熱 が 緩和 さ れ る 。 最 確 条 件 と し た 場 合の 運 転 員 等 操 作 時 間及 び 評 価 項 目 と な る パ ラ メ ー タに 与 え る 影 響 は ， 最大 線 出 力 密 度 及 び 原 子 炉 停 止 後の崩 壊熱 に て説 明す る。
最 確 条 件 と し た 場 合に は ， ゆ ら ぎ に よ り 解 析 条 件 に
対 し て 変 動 を 与 え うる が ， 事 故 初 期 に お い て 主 蒸 気
隔 離 弁 が 閉 止 し ， 原子 炉 圧 力 は 逃 が し 安 全 弁 に よ り
制 御 さ れ る た め 事 象進 展 に 及 ぼ す 影 響 は 小 さ く ， 運
転員 等操 作 時間 に与 える 影 響は ない 。
最 確 条 件 と し た 場 合に は ， ゆ ら ぎ に よ り 解 析 条 件 に
対 し て 変 動 を 与 え うる が ， ゆ ら ぎ の 幅 は 事 象 発 生 後の 水 位 低 下 量 に 対 して 非 常 に 小 さ い 。 例 え ば ， 解 析
条 件 で 設 定 し た 通 常運 転 水 位 か ら 高 圧 炉 心 ス プ レ イ
系 等 の 自 動 起 動 信 号が 発 信 す る 原 子 炉 水 位 異 常 低 下（レ ベル ２ ）まで の原 子 炉水 位の 低下 量 は約 2m であるの に対 し てゆ らぎ によ る 水位 低下 量 は 約 40mm で あり 非 常 に 小 さ い 。 した が っ て ， 事 象 進 展 に 及 ぼ す 影
響 は 小 さ く ， 運 転 員等 操 作 時 間 に 与 え る 影 響 は 小 さい。
最確条件とした場合には，炉心流量の運転範囲におい て 解 析 条 件 か ら 変動 し う る が ， 事 故 初 期 に お い て
原 子 炉 が ス ク ラ ム する と と も に ， 再 循 環 ポ ン プ が ト
リ ッ プ す る た め ， 初期 炉 心 流 量 が 事 象 進 展 に 及 ぼ す
影 響 は 小 さ く ， 運 転員 等 操 作 時 間 に 与 え る 影 響 は 小
さい 。
最 確 条 件 と し た 場 合 に は ， ９ ×９ 燃 料 (Ａ 型 )及 び ９×９ 燃 料 (Ｂ 型 )の 混 在 炉 心 又 は そ れ ぞ れ 型 式 の 単 独炉心となる場合があるが，両型式の燃料の特性はほぼ同等であることから，事象進展に及ぼす影響は小さく ，運 転 員等 操作 時間 に 与え る影 響 は 小さ い。
最 確 条 件 は 解 析 条 件で 設 定 し て い る 燃 料 棒 線 出 力 密
度 よ り も 小 さ く な る。 こ の た め ， 燃 料 被 覆 管 温 度 上
昇 が 緩 和 さ れ る が ，事 象 初 期 の 原 子 炉 注 水 は 原 子 炉
隔 離 時 冷 却 系 の 自 動起 動 に よ り 確 保 さ れ ， 燃 料 被 覆
管 温 度 を 起 点 と す る運 転 員 等 操 作 は な い こ と か ら ，
運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響 はな い 。

評価 項目 と なる パラ メー タ に与え る影 響
最確条件とした場合には最大線出力密度及び原子炉停止 後の 崩 壊熱 が緩 和さ れ る。最 確 条件 と した 場合 の運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与え る影 響 は，最 大 線出 力密 度及 び 原子 炉 停止 後の 崩壊熱 にて 説 明す る。
最確 条件 と した 場合 には ，ゆ らぎ に より 解 析条 件に 対して 変動 を 与え うる が，事故 初期 に おい て 主蒸 気隔 離弁が 閉止 し，原子 炉 圧力 は逃 がし 安 全弁 に より 制御 される ため ，事 象 進展 に及 ぼす 影 響は 小さ く，評価 項目とな るパ ラ メー タに 与え る 影響 はな い 。
最確 条件 と した 場合 には ，ゆ らぎ に より 解 析条 件に 対して 変動 を 与え うる が，ゆら ぎの 幅 は事 象 発生 後の 水
位低 下量 に 対し て非 常に 小 さい 。例 えば ，解析 条件 で設定した通常運転水位から高圧炉心スプレイ系等の自動 起動 信 号が 発信 する 原 子炉 水位 異 常 低下（ レ ベル
２） まで の 原子 炉水 位の 低 下量 は 約 2m で ある のに 対
して ゆら ぎ によ る水 位低 下 量は 約 40mm で あり 非常 に小さ い 。し たが って ，事象 進 展に 及ぼ す 影 響は 小さ く，
評価 項目 と なる パラ メー タ に与 える 影 響 は小 さい 。
最確 条件 と した 場合 には ，炉 心流 量 の運 転 範囲 にお いて解 析条 件 から 変動 しう る が，事 故 初期 に おい て原 子
炉が スク ラ ムす ると とも に，再循 環 ポン プ がト リッ プ
する ため ，初 期炉 心 流量 が事 象進 展 に及 ぼ す影 響は 小
さく，評 価項 目と な るパ ラメ ータ に 与え る 影響 は小 さい。
最確 条件 と した 場合 には ，９×９燃 料(Ａ 型)及 び ９×
９ 燃 料 (Ｂ 型 )の 混 在 炉 心 又 は そ れ ぞ れ 型 式 の 単 独 炉
心と なる 場 合が ある が，両型 式の 燃 料の 特 性は ほぼ 同等で ある こ とか ら，炉心 冷却 性 に大 きな 差は 無く ，評
価項 目と な るパ ラメ ータ に 与え る影 響 は 小さ い。
最確条件は解析条件で設定している燃料棒線出力密
度よ りも 小 さく なる 。こ のた め，燃 料被 覆 管温 度上 昇が緩 和さ れ るこ とか ら，評価 項目 と なる パ ラメ ータ に対す る余 裕 は大 きく なる 。

67

第2表

解析条件を最確条件とした場合に運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（2／4）
解析条件の不確かさ

項

目
解析条件

ANSI/ANS-5.1-1979
燃焼度 33GWd／t

燃焼 度
33GWd／t 以下（実績値 ）

5kPa[gage]

約 2.2〜4.7kPa[gage]（実績値 ）

ドラ イウ ェ ル
雰囲 気温 度57℃

約 25〜 58℃
（実績値 ）

格納 容器 体 積
（ド ライ ウ ェル）

5,700m ３

5,700m ３（設計値 ）

空間部：4,100m ３
液相部：3,300m ３

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

原子 炉停 止 後の崩壊 熱

格納 容器 圧 力

初期条件

添付 2.4.1.2-5

格納 容器 体 積
（ウ ェッ ト ウェル）

サプ レッ シ ョン・
プー ル水 位

サプ レッ シ ョン・
プー ル水 温 度

6.983m（通常運転水位-4.7cm）

7.000m〜 7.070m（実績値 ）

32℃

約 15〜 約 32℃（実績値 ）

評価 項目 と なる パラ メー タ に与え る影 響条件 設定 の 考え 方

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

崩壊 熱が 大 きい 方が ，原 子炉 水 位低 下及び格納容器圧力上昇の観点で厳しい設
定と なる 。こ の ため ，崩 壊熱 が 大き くなる燃 焼度 の 高い 条件 とし て ，1 サイ クルの運 転 期間 (13 ヶ 月)に調 整 運転 期 間(1ヶ月 )を 考 慮し た 運転 期間 に 対応 す る燃焼度 を設 定最 確 条 件 は 解 析 条 件 で設 定 し て い る 崩 壊 熱 よ り も 小 さくなる 傾向 と なる。こ のた め，原子 炉か ら サ プレ ッシ ョ ン・
プ ー ル に 流 出 す る 蒸 気量 が 減 少 す る こ と で ， 原 子 炉 水位の 低 下 が 遅 く な る が ，事 象 初 期 の 原 子 炉 注 水 は 原 子 炉隔
離 時 冷 却 系 の 自 動 起 動に よ り 確 保 さ れ る こ と か ら ， 運転
員等 操作 時 間に 与え る影 響 はな い。また ，格納 容器 圧 力，
サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ール 水 位 及 び サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プール 水 温 度 の 上 昇 が 遅 くな り ， こ れ ら の パ ラ メ ー タ を 起点とす る運 転 員等 操作 の開 始 時間 は遅 く な る。
最 確 条 件 は 解 析 条 件 で設 定 し て い る 格 納 容 器 初 期 圧 力より も 小 さ く な る 。 こ のた め ， 格 納 容 器 圧 力 が 低 め に 推移
す る こ と か ら ， 格 納 容器 圧 力 を 起 点 と す る 運 転 員 等 操作の開 始時 間 は遅 くな る。

最確条件は解析条件で設定している崩壊熱よりも小さくなる 傾向 と なる 。この ため ，燃料 か らの 発 熱が 小さ く なり，
原子 炉か ら サプ レッ ショ ン・プ ール に 流出 する 蒸気 量 が減
少す るこ と で，原子 炉水 位 の低 下並 び に格 納容 器圧 力 及び温度 の上 昇 が緩 和さ れる こ とか ら，評 価項 目と なる パ ラメ
ータ に対 す る余 裕が 大き く なる 。

最 確 条 件 と し た 場 合 には ， ゆ ら ぎ に よ り 解 析 条 件 に 対して 変 動 を 与 え う る が ，ド ラ イ ウ ェ ル 雰 囲 気 温 度 は ， 格納
容 器 ス プ レ イ の 実 施 に伴 い 飽 和 温 度 と な る こ と か ら ，初期 温 度 の ゆ ら ぎ が 事 象進 展 に 与 え る 影 響 は 小 さ く ， 運転
員等 操作 時 間に 与え る影 響 は小 さい 。
解 析 条 件 は 最 確 条 件 と同 等 で あ る こ と か ら ， 事 象 進 展に
影響 はな く ，運 転員 等操 作 時間 に与 え る 影響 はな い 。
最 確 条 件 と し た 場 合 には ， 格 納 容 器 体 積 （ ウ ェ ッ ト ウェル ） の 液 相 部 の 運 転 範囲 に お い て 解 析 条 件 よ り 高 め の水
位 と な る が ， ゆ ら ぎ の幅 は 非 常 に 小 さ い 。 例 え ば ， サプ
レッ ショ ン・プー ル 水位が 6.983m の 時 の 水量は 3,300m ３
で あ る の に 対 し ， ゆ ら ぎ （0.087m） に よ る 水 量 変 化 は約
42m ３ であ り ，そ の 割合 は 初期 保 有水 量 の 1.3％程 度 と非常 に 小 さ い 。 し た が って ， 事 象 進 展 に 与 え る 影 響 は 小さ
く， 運転 員 等操 作時 間に 与 える 影響 は 小 さい 。
最 確 条 件 と し た 場 合 には ， サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 水位の 運 転 範 囲 に お い て 解析 条 件 よ り 高 め の 水 位 と な る が，
ゆ ら ぎ の 幅 は 非 常 に 小さ い 。 例 え ば ， サ プ レ ッ シ ョ ン・プー ル水 位が 6.983m の時 の水 量は 3,300m ３ であ るの に対し、 ゆら ぎ （0.087m）に よ る水 量変 化 は 約 42m ３ で あ り，
そ の 割 合 は 初 期 保 有 水 量の 1.3％ 程 度 と 非 常 に 小 さ い。
し た が っ て ， 事 象 進 展に 与 え る 影 響 は 小 さ く ， 運 転 員等
操作 時間 に 与え る影 響は 小 さい 。
最 確 条 件 は 解 析 条 件 で設 定 し て い る 水 温 よ り も 低 く なる
た め ， サ プ レ ッ シ ョ ン・ プ ー ル で の 圧 力 抑 制 効 果 が 高まり 格 納 容 器 圧 力 の 上 昇は 緩 和 さ れ る 。 こ の た め ， 格 納容
器圧 力を 起 点と する 運転 員 等操 作の 開 始 は遅 くな る 。

最確 条件 と した 場合 には ，ゆら ぎに よ り解 析条 件に 対 して変動 を与 え うる が，ドラ イ ウェ ル雰 囲 気 温度 は，格納 容 器
スプ レイ の 実施 に伴 い飽 和 温度 とな る こ とか ら，初期 温 度のゆ らぎ が 事象 進展 に与 え る影 響は 小 さ く，評価 項目 と な
るパ ラメ ー タに 与え る影 響 は小 さい 。
解析 条件 は 最確 条件 と同 等 であ るこ と か ら，事象 進展 に 影
響は なく ，評 価 項目 とな る パラ メー タ に与 える 影響 は ない
最確 条件 と した 場合 には ，格 納容 器体 積（ ウェ ット ウ ェル）の液相部の運転範囲において解析条件より高めの水位となる が，ゆら ぎの 幅 は非 常に 小さ い。例え ば，サ プ レッ シ
ョン ・プ ー ル水 位が 6.983m の 時の 水 量 は 3,300m ３ で あ る
のに 対し 、 ゆら ぎ（ 0.087m）に よる 水 量 変化 は約 42m ３ であり，そ の割 合は 初期 保 有水 量の 1.3％程 度と 非常 に 小さい。し た がっ て，事象 進展 に 与え る影 響は 小さ く，評価 項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響は 小 さ い。
最確 条件 と した 場合 には ，サプ レッ シ ョ ン・プー ル水 位 の
運転 範囲 に おい て解 析条 件 より 高め の 水 位と なる が，ゆ ら
ぎの 幅は 非 常に 小さ い。例え ば，サプ レッ ショ ン・プー ル
水位 が 6.983m の時 の水 量は 3,300m ３ であ るの に対 し 、ゆらぎ （0.087m） によ る水 量 変化 は約 42m ３ であ り， そ の割合は 初期 保 有水 量の 1.3％ 程 度と 非常 に小 さい。し たが って，事象 進展 に 与え る影 響 は小 さく ，評価 項目 とな る パラ
メー タに 与 える 影響 は小 さ い。
最確条件は解析条件で設定している水温よりも低くなる
ため ，サ プレ ッ ショ ン・プ ール での 圧 力抑 制効 果が 高 まり
格納 容器 圧 力の 上昇 は緩 和 され る。こ の ため ，評 価項 目 となる パラ メ ータ に対 する 余 裕は 大き く な る。

最確 条件

格納容器圧力の観点で厳しい高めの設定と して ，通 常運 転 時の 圧力 を 包含 する
値を 設定

ドライウェル内ガス冷却装置の設計温度を 設定

設計 値を 設 定
サプ レッ シ ョン・プ ール での 圧 力抑 制効
果が 厳し く なる 少な めの 水 量と して ，保安規定の運転上の制限における下限値
を設 定

サプ レッ シ ョン・プ ール での 圧 力抑 制効
果が 厳し く なる 低め の水 位 とし て，保安規定の運転上の制限における下限値を設定

サプ レッ シ ョン・プ ール での 圧 力抑 制効
果が 厳し く なる 高め の水 温 とし て，保安規定の運転上の制限における上限値を設定

最確条件は解析条件で設定している格納容器初期圧力よりも 小さ く なる 。こ のた め ，格 納容 器 圧力 が低 めに 推 移す
るこ とか ら，評 価項 目と な るパ ラメ ー タに 対す る余 裕 は大きく なる 。

68

第2表

解析条件を最確条件とした場合に運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（3／4）
解析条件の不確かさ

項

目

起因 事象
事故条件

安全 機能 の喪失に対 する 仮定

解析条件

最確 条件

給水流量の全喪失−

崩壊熱除去機能喪失−

重大事故等対策に関連する機器条件

添付 2.4.1.2-6

条件 設定 の 考え 方

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

評価 項目 と なる パラ メー タ に与え る影 響運転時の異常な過渡変化の中で，原子炉水位の急速な低下に伴い，原子炉スクラム，
主蒸気隔離弁の閉止等が発生するため，事象発生後の状況判断における余裕時間の観点で 厳し い 給水 流量 の全 喪 失を 設定
取水機能の喪失による崩壊熱除去機能喪失
を設 定

−

−

運転員等操作時間は，外部電源がない場合も考慮して設定していることから，運転員等操作時間に与える影 響は な い。

解 析 条 件 と 最 確 条 件は 同 様 で あ る こ と か ら ， 事 象 進
展 に 影 響 は な く ， 運転 員 等 操 作 時 間 に 与 え る 影 響 はない 。

外部 電源 が ない 場合 は，外部 電源 喪 失に 伴 い原 子炉 ス
クラ ム，再循 環 ポン プト リッ プ 等が 発生 する ため ，外部電源がある場合と比較して原子炉水位の低下は緩和さ れる こ とか ら，評価 項目 とな る パラ メ ータ に対 する余 裕は 大 きく なる 。
解析 条件 と 最確 条件 は同 様 であ るこ と か ら，事 象 進展に影 響は な く，評 価 項目 とな るパ ラ メー タ に与 える 影
響は ない 。

解 析 条 件 と 最 確 条 件は 同 様 で あ る こ と か ら ， 事 象 進
展 に 影 響 は な く ， 運転 員 等 操 作 時 間 に 与 え る 影 響 はない 。

解析 条件 と 最確 条件 は同 様 であ るこ と か ら，事 象 進展に影 響は な く，評 価 項目 とな るパ ラ メー タ に与 える 影
響は ない 。

外部 電源

外部電源あり−起因事象発生から原子炉スクラムまでの期間の原子炉水位の低下を厳しくする条件として ，外 部 電源 あり を設 定

原子 炉ス クラム

原子炉水位低(レベル３)信号（遅れ時間 1.05 秒）

原子 炉水 位 低
(レベ ル ３)信号（遅れ時 間 1.05 秒 ）起因事象発生から原子炉スクラムまでの期間の原子炉水位の低下を厳しくする条件として，外部電源がある場合の原子炉水位低（レベル３）信号による原子炉スクラムを設定

原子炉水 位 異常 低下（レ ベル ２ ）信 号

起因事象発生から原子炉スクラムまでの期間の原子炉水位の低下を厳しくする条件として，外部電源がある場合の原子炉水位異常低下（レベル２）信号による再循環ポン
プト リッ プ を設 定

ＡＴ ＷＳ 緩 和設備（代替原 子炉 再 循環ポン
プト リッ プ 機能）

原子炉水位異常低下（レベル２）信号69

第2表

解析条件を最確条件とした場合に運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（4／4）
解析条件の不確 かさ項

目

重大事故等対策に関連する機器条件

添付 2.4.1.2-7

解析条件

最確 条件

原子 炉隔 離 時
冷却 系

原子炉水位異常低下（レベル２）信号にて自動起動
・注水流量：136.7m ３ ／h
・注水圧力：
1.04MPa〜7.86 [gage]

原子 炉水 位 異常 低下 （レ ベ ル２）
信号 にて 自 動起 動・注 水流 量 ：136.7m ３ ／h
・注 水圧 力 ：1.04MPa〜7.86 [gage]

低圧 代替 注 水系
（常 設）

（原子炉注水単独時（2 台））
・注水流量：0〜378 m ３ ／h
・注水圧力：0〜2.38MPa[dif]（原 子炉 注 水単 独時 （2 台 ） ）・注 水流 量 ：0〜 378 m ３ ／h 以上
・注 水圧 力 ：0〜 2.38MPa[dif]残留 熱除 去 系
（低 圧注 水 系）

・注水流量：0〜1,676m ３ ／h
・注水圧力：0〜1.55MPa[dif]・注水 流量：0〜1,676m ３ ／h 以上
・注 水圧 力 ：0〜 1.55MPa[dif]

逃が し安 全 弁

（原子炉圧力制御時）
安全弁機能
7.79〜8.31MPa[gage]385.2〜410.6t／h／個（原子炉減圧操作時）
自動減圧機能付き逃がし安全弁 7 弁を開放することによる
原子炉減圧

ベン ト管
真空 破壊 装 置
作動 差圧

作動差圧：3.45kPa（ドライウェル−サプレッション・チェンバ間差圧）

残留 熱除 去 系（格納容 器ス プ レイ
冷却 系）

スプレイ流量：1.9×10 ３ t／h（95％：ドライウェル，5％：
サプレッション・チェンバ）約 24MW（サプレッション・プール水温度 100℃，海水温度 32℃において）

緊急 用海 水 系

（原 子炉 圧 力制 御時 ）安全 弁機 能7.79〜8.31MPa[gage]385.2〜410.6t／ h／ 個
（設 計値 ）
（原 子炉 減 圧操 作時 ）自動 減圧 機 能付 き逃 がし 安 全弁 7
弁を 開放 す るこ とに よる 原 子炉
減圧
作動 差圧 ：3.45kPa（ド ライ ウ ェル −サ プレ ッ ショ
ン・ チェ ン バ間 差圧 ）（設 計値 ）
スプ レイ 流 量：1.9×10 ３ t／ h
（95％： ド ライ ウェ ル， 5％ ：サ
プレ ッシ ョ ン・ チェ ンバ ）約 24MW 以上（サ プレ ッ ショ ン・プ ー ル水 温度
100℃ ， 海水 温度 32℃ にお い て）

外部 水源 の 容量

約 9,300m ３

約 9,300m ３ 以 上（淡 水貯 水 池＋ 代替 淡水 貯 槽）

燃料 の容 量

約 1,010kL

約 1,010kL 以上（軽 油貯 蔵 タン ク＋ 可搬 型 設備
用軽 油タ ン ク）

条件 設定 の 考え 方

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

評価 項目 と なる パラ メー タ に与え る影 響設計 値を 設 定
原子 炉隔 離 時冷 却系 は ，タ ー
ビン回転数制御により原子炉圧力に依らず一定の流量にて注水する設計となっている
炉心冷却性の観点で厳しい設定 とし て ，設備 設計 上の 最低要求値である最小流量特性を 設定

解 析 条 件 と 最 確 条 件は 同 様 で あ る こ と か ら ， 事 象 進
展 に 影 響 は な く ， 運転 員 等 操 作 時 間 に 与 え る 影 響 はない 。

解析 条件 と 最確 条件 は同 様 であ るこ と か ら，事象 進 展に影 響は な く，評価 項 目と なる パラ メ ータ に与 える 影
響は ない 。

最 確 条 件 と し た 場 合に は ， 注 水 開 始 後 の 原 子 炉 水 位の 回 復 が 早 く な り ，原 子 炉 水 位 の 維 持 操 作 の 開 始 が
早 く な る が ， 原 子 炉減 圧 か ら 水 位 回 復 ま で の 原 子 炉
水 位 を 継 続 監 視 し てい る 期 間 の 流 量 調 整 操 作 で あ る
ため ，運 転 員等 操作 時間 に 与え る影 響 は ない 。
最 確 条 件 と し た 場 合に は ， 注 水 開 始 後 の 原 子 炉 水 位の 回 復 が 早 く な り ，注 水 開 始 後 の 原 子 炉 水 位 の 維 持
操作 の開 始 が早 くな るが ，注水 後の 調整 操作 であ り，
運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響 はな い 。
解 析 条 件 は 最 確 条 件と 同 等 で あ る こ と か ら ， 事 象 進
展 に 差 異 は な く ， 運転 員 等 操 作 時 間 に 与 え る 影 響 はない 。

最確 条件 と した 場合 には ，注水 開始 後 の原 子炉 水位 の回復 が早 く なり ，炉 心 の再 冠水 が早 ま る こと から ，評
価項 目と な るパ ラメ ータ に 対す る余 裕 は 大き くな る 。

逃がし安全弁の設計値に基づく原子炉圧力と蒸気流量の関 係か ら 設定

解 析 条 件 は 最 確 条 件と 同 等 で あ る こ と か ら ， 事 象 進
展 に 差 異 は な く ， 運転 員 等 操 作 時 間 に 与 え る 影 響 はない 。

解析 条件 は 最確 条件 と同 等 であ るこ と か ら，事象 進 展に差 異は な く，評価 項 目と なる パラ メ ータ に与 える 影
響は ない

設計 値を 設 定

解 析 条 件 と 最 確 条 件は 同 等 で あ る こ と か ら ， 事 象 進
展に影響はなく，運転員等操作時間に与える影響はない 。

解析 条件 と 最確 条件 は同 等 であ るこ と か ら，事象 進 展に影 響は な く，評価 項 目と なる パラ メ ータ に与 える 影
響は ない 。

設計 値を 設 定

解 析 条 件 は 最 確 条 件と 同 等 で あ る こ と か ら ， 事 象 進
展 に 差 異 は な く ， 運転 員 等 操 作 時 間 に 与 え る 影 響 はない 。
解 析 条 件 は 最 確 条 件と 同 等 で あ る こ と か ら ， 事 象 進
展に差異はなく，運転員等操作時間に与える影響はない 。

解析 条件 は 最確 条件 と同 等 であ るこ と か ら，事象 進 展に差 異は な く，評価 項 目と なる パラ メ ータ に与 える 影
響は ない
解析 条件 は 最確 条件 と同 等 であ るこ と か ら，事象 進 展に差 異は な く，評価 項 目と なる パラ メ ータ に与 える 影
響は ない

炉心冷却の観点で厳しい設定と して ，設 計基 準事 故の 解
析で用いる最小流量特性を設定
設計 値を 設 定

設計 値を 設 定淡水貯水池及び代替淡水貯槽の 管理 下 限値 を設 定
軽油貯蔵タンク及び可搬型設備用軽油タンクの管理下
限値 を設 定管理 値下 限 の容 量と して 事 象発 生か ら 7 日間 後ま でに必要な容量を備えており，水源は枯渇しないことから 運転 員 等操 作時 間に 与 える 影響 は な い。
管理 値下 限 の容 量と して 事 象発 生か ら 7 日間 後ま でに 必 要 な 容 量 を 備 えて お り ， 燃 料 は 枯 渇 し な い こ とから 運転 員 等操 作時 間に 与 える 影響 は な い。

最確 条件 と した 場合 には ，注水 開始 後 の原 子炉 水位 の回復 が早 く なり ，評 価 項目 とな るパ ラ メー タに 対す る
余裕 は大 き くな る
解析 条件 は 最確 条件 と同 等 であ るこ と か ら，事象 進 展に差 異は な く，評価 項 目と なる パラ メ ータ に与 える 影
響は ない

−

−

70

第3表

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

項

解析上の操作開始条件目

操作条件

添付 2.4.1.2-8

逃がし安全
弁による原
子炉減圧操
作（ 低圧 代 替
注水系（常設）によ る 原子炉注水操作）

サプレッショ
ン・プール水温 度 65 ℃ 到
達時

条件設定の
考え方

操作 不確 か さ要 因

運転手順に基づ
きサプレッション・プール熱容量制限を踏まえて設定【認 知】
事故 時の 重 要監 視パ ラメ ー タと して サ プ レッ ショ ン・プー ル 水温 を継 続 監視 してお り，また，逃が し 安全 弁に よ る原 子 炉減 圧の 操 作実 施基 準（ サプ レッ シ ョン・プー ル 水温度 65℃）に到 達す る のは 事象 発生 約 2 時 間後 であ り ，比 較的 緩
やか なパ ラ メー タ変 化で あ るこ とか ら，認知 遅れ が 操作 開始 時間 に 影響 を及 ぼす可 能性 は 非常 に小 さい 。
【要 員配 置 】
中央制御室での操作のみであり，運転員は中央制御室に常駐していることから， 要員 配 置が 操作 開始 時 間に 与え る 影 響は ない 。
【移 動】
中央 制御 室 内で の操 作の み であ り， 移 動 が操 作開 始 時間 に与 える 影 響は ない 。
【操 作所 要 時間 】
逃が し安 全 弁に よる 原子 炉 減圧 操作 と し て余 裕時 間 を含 めて 1 分 を設 定 して いる 。中 央制 御室 の 制御 盤の 操 作ス イッ チ によ る簡 易 な操 作で あり ，操 作所 要時
間が 長く な る可 能性 は非 常 に低 く，操作 所要 時間 が 操作 開始 時間 に 影響 を及 ぼす可 能性 は 非常 に小 さい 。
【他 の並 列 操作 有無 】
他の 並列 操 作は なく ，他 の 並列 操作 が 操 作開 始時 間 に与 える 影響 は ない 。
【操 作の 確 実さ 】
中央 制御 室 の制 御盤 の操 作 スイ ッチ に よ る簡 易な 操 作で あり ，誤 操作 は 起こ りにく いこ と から，誤 操作 等が 操 作開 始時 間に 影響 を 及ぼ す可 能性 は 非常 に小 さい。

運転 員等 操 作時 間に与え る影 響

評価 項目 と なる
パラ メー タ に与え る影 響操作 時間 余 裕

訓練 実績 等

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

実態の操作開始時間
は解析上の設定とほぼ同等であることから，評価 項目 に 与え る
影響 はな い 。
解析 条件（操 作 条件 を除 く 。） の 不 確 か さ により ，操 作開 始 時間 が遅く なる 場 合で も，パラメータが操作実施
基準に到達した時点で開始することで同等の 効果 が 得ら れ，事象進展に変わりがな
いこ とか ら，操 作開 始が遅くなることにより評価項目となるパラメータに与える影
響は ない 。

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

中央制御室における操作のため，シミュレータ（模擬操作含む。）にて訓練実績を取得。
訓練での操作時間
は約 1 分。 想定 で意図している運転操作が実施可能なこと を確 認 した 。

71

第3表
項

目

操作条件

添付 2.4.1.2-9

緊 急用 海 水系
を 用い た 残留
熱 除去 系 による 格納 容 器除熱 及び 原 子炉
注水 操作

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

サプレッショ
ン・チェンバ圧
力279kPa[gage]
到達時

条件設定の
考え方

操作 不確 か さ要 因

実際には残留熱除去系の準備が完了した時点のパラメータにより，サプレッション・プール冷却運転等を開始するが，評価上は，操作余裕時間を確認する観点で，サプレッション・チ
ェンバ圧力が代
替格納容器スプレイの実施基準である
279kPa[gage] に到達した時点で開始するものと設定【認 知】
事故 時に は 重要 監視 パラ メ ータ であ る サ プレ ッシ ョ ン・チ ェ ンバ 圧力 を 継続 監
視し てお り，また ，格 納容 器 スプ レイ の 操作 実施 基 準（サ プ レッ ショ ン・チェ
ンバ 圧力 279kPa[gage]） に到 達 する のは 事象 発生 約 13 時間 後で あ り， 比較 的
緩や かな パ ラメ ータ 変化 で ある こと か ら ，認知 遅 れが 操作 開 始時 間に 影 響を 及
ぼす 可能 性 は非 常に 小さ い 。
【要 員配 置 】
中央制御室での操作のみであり，運転員は中央制御室に常駐していることから， 要員 配 置が 操作 開始 時 間に 与え る 影 響は ない 。
【移 動】
中央 制御 室 内で の操 作の み であ り， 移 動 が操 作開 始 時間 に与 える 影 響は ない 。
【操 作所 要 時間 】
中央 制御 室 の制 御盤 の操 作 スイ ッチ に よ る簡 易な 操 作で あり ，緩 やか な 圧力 上
昇に 対し て 操作 所要 時間 は 十分 に短 く，操作 開始 時 間に 影響 を及 ぼ す可 能性 は
非常 に小 さ い。
【他 の並 列 操作 有無 】
原子 炉水 位 の調 整操 作を 並 列し て実 施 す る場 合が あ るが，異 なる 運転 員 によ る
対応が可能であることから，他の並列操作が操作開始時間に与える影響はない。
【操 作の 確 実さ 】
中央 制御 室 の制 御盤 の操 作 スイ ッチ に よ る簡 易な 操 作で あり ，誤 操作 は 起こ りにく いこ と から，誤 操作 等が 操 作開 始時 間に 影響 を 及ぼ す可 能性 は 非常 に小 さい。

運転 員等 操 作時 間に与え る影 響

評価 項目 と なる
パラ メー タ に与え る影 響

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

実態の操作開始時間
は解析上の設定とほぼ同等であることから，評価 項目 に 与え る
影響 はな い 。
解析コード及び解析
条件（操作条件を除く 。） の 不 確 か さ に より，操作 開始 時 間が 遅
くな る場 合 でも ，パ ラ
メータが操作実施基準に到達した時点で開始することで同等の効 果が 得 られ ，有 効性評価解析における格納容器圧力の最大値に変わりがないことか ら，操作 開 始が 遅くなることにより評
価項目となるパラメータに与える影響はない 。

操作 時間 余 裕

訓練 実績 等

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

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

72

添付資料 2.4.1.3
7 日間における水源の対応について（ 崩 壊 熱 除 去 機 能 喪 失 （ 取 水 機 能 が 喪 失 し た 場 合 ））1.

水源に関する評価①

淡水源（有効水量）・ 代 替 淡 水 貯 槽 ： 約 4,300m ３・淡水貯水池2.

： 約 5,000m ３（ 約 2,500m ３ ×2 基 ）水使用パターン①

低圧代替注水系（常設）による原子炉注水
サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 水 温 が 65℃ に 到 達 す る 事 象 発 生 約 2 時

間後，定格流量で代替淡水貯槽を水源とした低圧代替注水系（常設）による原子炉注水を実施する。
炉心冠水後は，原子炉水位高（レベル８）設定点から原子炉水位低（レベル３）設定点の範囲で注水する。
格 納 容 器 圧 力 が 279kPa[gage]に 到 達 す る 事 象 発 生 約 13 時 間 後 ，
低圧代替注水系（常設）による原子炉注水を停止する。

3.

時間評価
事象発生から低圧代替注水系（常設）による原子炉注水が開始さ

れ る ま で は ，原 子 炉 隔 離 時 冷 却 系 に よ り 原 子 炉 注 水 を 実 施 す る た め ，
代替淡水貯槽の水量は減少しない。
事象発生約 2 時間以降は，低圧代替注水系（常設）による原子炉
注水を実施するため，代替淡水貯槽の水量は減少する。
格 納 容 器 圧 力 が 279kPa[gage]に 到 達 す る 事 象 発 生 約 13 時 間 ま で
添付 2.4.1.3-1

73

に残留熱除去系による原子炉注水等を実施し，低圧代替注水系（常設）による原子炉注水を停止するため，代替淡水貯槽の水量の減少は停止する。
こ の 間 の 代 替 淡 水 貯 槽 の 使 用 水 量 は 合 計 約 620m ３ で あ る 。

積積算算注注水水量量( m( ３m ３) )

低圧代替注水系（常設）による原子炉注水開始

低 圧 代 替 注 水 系 （常 設 ）に よ る 原 子 炉 注 水 停 止
4,300m３

第 1図

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

水源評価結果時 間 評 価 の 結 果 か ら ，7 日 間 の 対 応 に お い て 合 計 約 620m ３ 必 要 と なる が ， 代 替 淡 水 貯 槽 に 約 4,300m ３ の 水 を 保 有 す る こ と か ら 必 要 水 量を確保可能であり，安定して冷却を継続することが可能である。

添付 2.4.1.3-274添付資料 2.4.1.4
7 日間における燃料の対応について（ 崩 壊 熱 除 去 機 能 喪 失 （ 取 水 機 能 が 喪 失 し た 場 合 ））事 象 :保 守 的 に 全 て の 設 備 が ，事 象 発 生 直 後 か ら 燃 料 を 消 費 す る も の として評価する。
時系列

合計

判定

常設代替高圧電源装置 5 台起動（燃料消費率は保守的に定格出力運転時を想定）
42 0 .0 L / h( 燃 料 消 費 率 ) × 16 8h（ 運 転 時 間 ） × 5 台 （ 運転 台 数 ） ＝ 約 3 52 . 8k L

7 日間の
軽油消費量
約 35 2. 8 kL

軽 油 貯 蔵 タ
ン ク の 容 量は 約 8 00 k L であり，7 日間対応可能

添付 2.4.1.4-175添付資料 2.4.1.5
常設代替交流電源設備の負荷（ 崩 壊 熱 除 去 機 能 喪 失 （ 取 水 機 能 が 喪 失 し た 場 合 ））主要負荷リスト
電源設備：常設代替高圧電源装置
起動順序

主要機器名称負 荷 容 量 (kW)

緊急用母線自動起動負荷・ 緊 急 用 直 流 125V充 電 器 盤
・その他負荷
非常用母線２Ｃ自動起動負荷・ 直 流 125V充 電 器 盤 ２ Ａ・非常用照明・ 120V Ａ Ｃ 計 装 用 電 源 ２ Ａ・その他負荷
非常用母線２Ｄ自動起動負荷・ 直 流 125V充 電 器 盤 ２ Ｂ
・非常用照明・ 120V Ａ Ｃ 計 装 用 電 源 ２ Ｂ・その他負荷非常用ガス再循環系ファン
非常用ガス処理系ファン
その他負荷
停止負荷
中央制御室空調ファン
中央制御室非常用循環ファン
その他負荷
蓄電池室排気ファン
その他負荷
常設低圧代替注水系ポンプ
常設低圧代替注水系ポンプ
緊急用海水ポンプ
その他
残留熱除去系ポンプ
その他負荷
停止負荷
常 設 低 圧 代 替 注 水 系 ポ ン プ 2台
代替燃料プール冷却系ポンプ

①

②

③

④

⑤
⑥
⑦
⑧
⑨
⑩
⑪
⑫

24.0
35.6
47.1
89.0
28.6
224.5
35.9
71.2
102.1
103.9
55.0
7.5
78.7
（ 54.3）
45.1
7.5
165.1
7.5
153.0
190.0
190.0
510.0
10.0
651.1
2.2

負荷起動時の最
大負荷容量(kW)

定常時の連続運
転負荷容量
(kW)

124.3

59.6

495.9

448.8

785.8

761.9

1,066.4

848.8

1,428.7

1,066.5

1,646.5

1,227.0

1,711.4
1,901.4

1,417.0
1,607.0

2,943.2

2,127.0

3,551.4

2,780.3（ 380）―

2,400.3

22.0

2,479.8

2,422.3

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

7,000

6,000

常 設 代 替 高 圧 電 源 装 置 5台 の 連 続 定 格 容 量 5,520kW

5,000

4,000

⑩
3,000

常 設 代 替 高 圧 電 源 装 置 2台の 最 大 容 量 2,760kW⑨

常 設 代 替 高 圧 電 源 装 置 2台の 連 続 定 格 容 量 2,208kW

最大負荷容量3,551.4kW

⑪
⑫

⑧
⑦
⑥
⑤
④
③

2,000

1,000

②
①
0
1

2

3

13
負荷積算イメージ

添付 2.4.1.5-1

1415
経 過 時 間 (ｈ )

76

2.5

原子炉停止機能喪失

2.5.1

事故シーケンスグループの特徴，炉心損傷防止対策(1)

事故シーケンスグループ内の事故シーケンス
事故シーケンスグループ「原子炉停止機能喪失」に含まれる事故シーケ
ンスは，「1.2 評価対象の整理及び評価項目の設定」に示すとおり，①「過渡事象＋原子炉停止失敗」，②「サポート系喪失（自動停止）＋原子炉停止
失敗」，③「中小破断ＬＯＣＡ＋原子炉停止失敗」及び④「大破断ＬＯＣＡ＋原子炉停止失敗」である。

コメント No.148-12 に対する回答(2)

事故シーケンスグループの特徴及び炉心損傷防止対策の基本的考え方
事故シーケンスグループ「原子炉停止機能喪失」では，運転時の異常な過渡変化の発生後，炉心冷却には成功するが，原子炉停止機能が喪失することを想定する。このため，原子炉は臨界状態が継続し，原子炉出力が高い状態が維持されることから，炉心で発生した蒸気が格納容器に流入し格
納容器圧力が上昇することで，緩和措置が取られない場合には，炉心損傷
より先に格納容器破損に至る。これに伴い炉心冷却機能を喪失する場合には，原子炉水位の低下により炉心が露出し，炉心損傷に至る。
本事故シーケンスグループは，原子炉停止機能を喪失したことによって最終的に炉心損傷に至る事故シーケンスグループである。このため，重大事故等対策の有効性評価としては，原子炉停止機能に対する重大事故等対処設備に期待することが考えられる。
以上により，本事故シーケンスグループでは，代替の原子炉停止機能を用いて原子炉出力を抑制し，原子炉注水機能を用いて原子炉水位を適切に維持することにより炉心損傷の防止を図る。また，最終的な熱の逃がし場
へ熱の輸送を行うことによって除熱を行い格納容器破損の防止を図る。
2.5-1

77

(3)

炉心損傷防止対策
事故シーケンスグループ「原子炉停止機能喪失」において，炉心が著し
い損傷に至ることなく，かつ，十分な冷却を可能とするため，初期の対策として代替制御棒挿入機能による原子炉停止手段又はＡＴＷＳ緩和設備（代替原子炉再循環ポンプトリップ機能）及びほう酸水注入系による原子炉停止手段を整備し，原子炉水位の制御には原子炉隔離時冷却系及び高圧
炉心スプレイ系を用いる。また，格納容器の健全性を維持するため，安定状態に向けた対策として残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）
による格納容器除熱手段を整備する。ただし，重要事故シーケンスに対する有効性評価では，保守的に代替制御棒挿入機能には期待しないものとする。対策の概略系統図を第 2.5-1 図に，対応手順の概要を第 2.5-2 図に示すとともに，重大事故等対策の概要を以下に示す。また，重大事故等対策における手順と設備との関係を第 2.5-1 表に示す。
本事故シーケンスグループにおける重要事故シーケンスにおいて，重大事故等対策に必要な要員は，中央制御室の運転員及び災害対策要員で構成され，合計 6 名である。その内訳は次のとおりである。中央制御室の運転
員は，発電長 1 名，副発電長 1 名，運転操作対応を行う運転員 2 名である。
発電所構内に常駐している要員のうち，通報連絡等を行う災害対策要員は2 名である。これらの必要な要員と作業項目について第 2.5-3 図に示す。
なお，重要事故シーケンス以外の事故シーケンスについては，作業項目
を重要事故シーケンスと比較し必要な要員数を確認した結果，6 名で対処可能である。
ａ．原子炉停止機能喪失の確認
運転時の異常な過渡変化の発生に伴い，原子炉がスクラムすべき状況
2.5-2

78

にも係らず制御棒が原子炉へ挿入されない場合，原子炉自動スクラム失敗を確認する。
原子炉自動スクラム失敗の確認後，中央制御室からの遠隔操作により手動スクラムボタン及び原子炉モードスイッチ「ＲＵＮ」から「ＳＨＵ
Ｔ

ＤＯＷＮ」への切換えによる手動スクラム操作を実施し，操作に失敗したことで，原子炉停止機能喪失と判断する。
主蒸気隔離弁が閉止に伴い原子炉圧力高信号によりＡＴＷＳ緩和設備（代替原子炉再循環ポンプトリップ機能）が作動し，再循環ポンプが全台停止したことで炉心流量が低下し，原子炉出力が低下したことを確認する。また，対応可能な要員にて制御棒挿入機能の回復操作を実施する。
原子炉停止機能喪失の確認に必要な計装設備は，平均出力領域計装等である。

ｂ．高圧炉心スプレイ系の自動起動確認等
主蒸気隔離弁の閉止により原子炉で発生した蒸気が逃がし安全弁を介してサプレッション・プールに流入することで格納容器圧力が上昇し，ドライウェル圧力高（13.7kPa[gage]）設定点に到達することで高圧炉心スプレイ系が自動起動し，原子炉注水を開始する。また，低圧炉心スプ
レイ系及び残留熱除去系（低圧注水系）も自動起動し，ミニフロー運転
にて起動待機状態となり，非常用ディーゼル発電機等も自動起動し外部電源がある場合には非常用母線には接続されずに起動待機状態となる。
主蒸気隔離弁の閉止によりタービン駆動給水ポンプは停止するが，電動給水ポンプにより原子炉注水は継続されるため，対応可能な要員にて
原子炉水位を原子炉水位異常低下（レベル１）近傍まで低下させること
で原子炉出力を抑制する。また，給水加熱喪失となり給水温度が低下す
2.5-3

79

ることで，原子炉出力は徐々に上昇する。
その後，復水器ホットウェル水位の低下に伴い，給復水系は全停となるが，原子炉水位が原子炉水位異常低下（レベル２）設定点に到達すると，原子炉隔離時冷却系が自動起動し，原子炉注水を開始する。
高圧炉心スプレイ系等の自動起動確認に必要な計装設備は，ドライウ
ェル圧力計，高圧炉心スプレイ系系統流量計等である。
ｃ．自動減圧系等の作動阻止操作
原子炉が自動減圧されることで低圧の非常用炉心冷却系の原子炉注水により原子炉水位が上昇し正の反応度が印加されることを防止するため，原子炉停止機能喪失の確認後，中央制御室からの遠隔操作により自動減圧系の作動阻止スイッチを用いてこれらの作動を阻止する。
自動減圧系等の作動阻止操作に必要な計装設備は，原子炉水位計（広帯域）等である。
ｄ．ほう酸水注入系の起動操作
原子炉停止機能喪失及び再循環ポンプ停止による原子炉出力低下を確認した後，平均出力領域計装指示値が 10%以上で，かつサプレッション・
プール水温度が 49℃に近接又は超過していることを確認し，中央制御室からの遠隔操作によりほう酸水注入系の起動操作を実施する。
ほう酸水注入系の起動操作に必要な計装設備は，平均出力領域計装，
サプレッション・プール水温度計等である。
ほう酸水の注入により原子炉出力は徐々に低下し原子炉は未臨界に至る。
原子炉の未臨界を確認するために必要な計装設備は，起動領域計装等である。
ｅ．残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器除熱
2.5-4

80

操作
原子炉で発生した蒸気が逃がし安全弁（逃がし弁機能）を介してサプ
レッション・プールに流入することで，サプレッション・プール水温度は上昇する。このため，サプレッション・プール水温度が 32℃に到達した時点で，中央制御室からの遠隔操作により残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）によるサプレッション・プール冷却運転を開始し，格納容器除熱を開始する。
残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器除熱に必要な計装設備は，サプレッション・プール水温度計，残留熱除去系
系統流量計等である。
残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器除熱を開始した以降も，原子炉出力が残留熱除去系（サプレッション・プー
ル冷却系）の除熱能力を上回っている期間はサプレッション・プール水
温度の上昇が継続する。サプレッション・プール水温度が 106℃に到達した場合は，原子炉隔離時冷却系を停止する。
ｆ．原子炉水位の調整操作
ほう酸水の注入に伴い，原子炉出力が徐々に低下し原子炉は未臨界に至る。また，原子炉出力の低下に伴い原子炉水位は徐々に上昇するため，
ほう酸水の全量注入完了の確認までは高圧炉心スプレイ系により原子炉
水位を原子炉水位異常低下（レベル１）近傍に維持する。また，ほう酸
水の全量注入完了を確認した後は，ほう酸水注入系を停止するとともに，
高圧炉心スプレイ系により原子炉水位を原子炉水位低（レベル３）から原子炉水位高（レベル８）の範囲に維持する。
原子炉水位の調整操作に必要な計装設備は，原子炉水位計（広帯域，
燃料域），起動領域計装等である。
2.5-5

81

以降，炉心冷却は高圧炉心スプレイ系を用いた原子炉注水により継続的に行い，格納容器除熱は残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）により継続的に行う。
ｇ．使用済燃料プールの冷却操作対応可能な要員にて使用済燃料プールの冷却操作を実施する。
ｈ．可搬型代替注水大型ポンプによる水源補給操作
可搬型代替注水大型ポンプにより淡水貯水池から代替淡水貯槽へ水源補給操作を実施する。
ｉ．タンクローリによる燃料補給操作
タンクローリにより可搬型設備用軽油タンクから可搬型代替注水大型ポンプに燃料補給を実施する。

2.5.2

炉心損傷防止対策の有効性評価(1)

有効性評価の方法
本事故シーケンスグループを評価する上で選定した重要事故シーケンス
は，「1.2

評価対象の整理及び評価項目の設定」に示すとおり，過渡事象（反応度印加の観点で厳しい主蒸気隔離弁の誤閉止を選定）を起因事象とし，原子炉圧力上昇による反応度印加の観点で厳しくなる「過渡事象（主蒸気隔離弁の誤閉止）＋原子炉停止機能喪失」である。本事故シーケンス
グループにおける事故シーケンスのうち，ＬＯＣＡを起因事象とする事故
シーケンスは，原子炉冷却材の流出により，ほう酸水注入系が有効に機能しないことも考えられるが，これらの炉心損傷頻度は非常に小さくなって
おり，また，この場合においても重大事故等対処設備である代替制御棒挿入機能（ＡＲＩ）により原子炉を未臨界とすることが可能である。
本重要事故シーケンスでは，炉心における核分裂出力，出力分布変化，
2.5-6

82

反応度フィードバック効果（ボイド・ドップラ／ボロン），崩壊熱，燃料棒
内温度変化，燃料棒表面熱伝達，沸騰遷移，沸騰・ボイド率変化，気液熱
非平衡，原子炉圧力容器における冷却材流量変化，冷却材放出（臨界流・差圧流），ＥＣＣＳ注水（給水系・代替の注水設備含む），ほう酸水の拡散，格納容器におけるサプレッション・プール冷却が重要現象となる。よって，
これらの現象を適切に評価することが可能であるプラント動特性解析コー
ドＲＥＤＹ，単チャンネル熱水力解析コードＳＣＡＴにより中性子束，平均表面熱流束，燃料被覆管温度，炉心流量，原子炉圧力，原子炉水位，サプレッション・プール水温，格納容器圧力等の過渡応答を求める。
また，解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価の範囲として，本
重要事故シーケンスにおける運転員等操作時間に与える影響，評価項目となるパラメータに与える影響及び操作時間余裕を評価する。

(2)

有効性評価の条件
本重要事故シーケンスに対する主要な解析条件を第 2.5-2 表に示す。また，主要な解析条件について，本重要事故シーケンス特有の解析条件を以下に示す。
ａ．事故条件(a)

起因事象
起因事象として，主蒸気隔離弁の誤閉止が発生するものとする。

(b)

(c)

安全機能等の喪失に対する仮定
1)

原子炉停止機能喪失として原子炉スクラム失敗を仮定する。

2)

手動での原子炉スクラムは実施できないものと仮定する。

3)

代替制御棒挿入機能は保守的に作動しないものとする。
評価対象とする炉心の状態
2.5-7

83

評価対象とする炉心の状態は，平衡炉心のサイクル末期とする。これは，サイクル末期の方がサイクル初期に比べてボイド反応度印加割
合が大きく，保守的な評価となることを考慮してサイクル末期を設定したものである。
（添付資料 2.5.1）
(d)

外部電源
外部電源はあるものとする。
外部電源がある場合は，給復水系及び再循環ポンプが一定期間運転を継続することで，反応度の観点で厳しくなる。

ｂ．重大事故等対策に関連する機器条件(a)

ＡＴＷＳ緩和設備（代替原子炉再循環ポンプトリップ機能）
原子炉圧力高（7.39MPa[gage]）信号により，再循環ポンプをトリップさせるものとする。また，再循環ポンプがトリップし，運転点が運転特性図上の高原子炉出力−低再循環流量領域に入った場合に作動する選択制御棒挿入については，作動しないものとする。

(b)

逃がし安全弁
逃がし安全弁（逃がし弁機能）にて原子炉冷却材圧力バウンダリの
過度の圧力上昇を抑制するものとする。また，逃がし安全弁（18 弁）
は，容量として，1 弁当たり定格主蒸気流量の約 6％を処理するものと
する。

(c)

高圧炉心スプレイ系
ドライウェル圧力高（13.7kPa[gage]）信号により自動起動し，最大流量特性（145〜1,506m ３ ／h，注水圧力：0〜8.30MPa[dif] ※ ）の流量
で原子炉へ注水するものとする。炉心に冷水が大量に注水された方が
2.5-8

84

正の反応度が添加されることからポンプ性能評価に基づく大きめの注水量を設定している。
※：MPa[dif]・・・原子炉圧力容器と水源との差圧（以下，同様）(d)

原子炉隔離時冷却系
原子炉水位異常低下（レベル２）信号により自動起動し，136.7m ３／h，注水圧力： 1.04〜7.86MPa[dif]の流量で原子炉へ注水するものとする。また，サプレッション・プール水温度が 106℃に到達した時
点で注水を停止する。

(e)

ほう酸水注入系
注入流量 163L／min 及びほう酸濃度 13.4wt％にて注水するものとする。

(f)

残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）
伝熱容量は，熱交換器 1 基あたり約 53MW（サプレッション・プール
水温度 100℃，海水温度 27.2℃において）とする。

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

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

自動減圧系等の作動阻止操作は，原子炉停止機能喪失の確認及び自動減圧系等の作動阻止操作に要する時間を考慮して，事象発生 4 分後に実施する。
（添付資料 2.5.2）(b)

ほう酸水注入系の起動操作は，自動減圧系等の作動阻止操作の完了
後にほう酸水注入系の起動操作に要する時間を考慮して，事象発生から 6 分後に実施する。
2.5-9

85

(c)

残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器除熱操作は，状況判断及び操作に要する時間を考慮して，事象発生 17分後に実施する。

(3)

有効性評価の結果
本重要事故シーケンスにおける中性子束，平均表面熱流束，炉心流量，
原子炉蒸気流量，給水流量，原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系の流量，原子炉圧力，原子炉水位（シュラウド外水位） ※ ，逃がし安全弁の流量，炉心平均ボイド率，燃料被覆管最高温度発生位置及び沸騰遷移発
生位置の燃料被覆管温度並びに燃料被覆管最高温度発生位置の熱伝達係数
及びクオリティの推移を第 2.5-4 図から第 2.5-18 図に，サプレッション・
プール水温度及び格納容器圧力の推移を第 2.5-19 図に示す。
※：非常用炉心冷却系の起動信号となり運転員が監視に用いる原子炉水位計（広帯域）はシュラウド外水位を測定していることから，シュラウド外水位の評
価結果を示した。

ａ．事象進展主蒸気隔離弁の誤閉止の発生後，原子炉自動スクラム信号が発信するが，原子炉自動スクラムに失敗する。主蒸気隔離弁の閉止により原子炉圧力が上昇し，これによるボイドの減少によって正の反応度が印加され，中性子束が増加するとともに平均表面熱流束が上昇し，これに伴い燃料棒表面で沸騰遷移が生じるため，燃料被覆管の温度が一時的に約 872℃まで上昇する。また，約 2 秒後に原子炉圧力高信号により再循環ポンプ
が全台トリップする。なお，本評価では保守的に期待していない代替制
御棒挿入機能は，本来この原子炉圧力高信号にて作動する。
主蒸気隔離弁閉止により，タービン駆動給水ポンプはトリップするが，2.5-1086電動駆動給水ポンプが自動起動することで，給水系による原子炉注水が継続される。再循環ポンプトリップによる炉心流量の低下に伴い中性子束及び平均表面熱流束は低下するが，給水加熱喪失により給水温度が低下することで徐々に上昇する。これに伴い燃料棒表面で沸騰遷移が発生
し，燃料被覆管温度が一時的に上昇するが，初期のピーク温度（872℃）未満となる。
原子炉で発生した蒸気が逃がし安全弁（逃がし弁機能）を介してサプ
レッション・プールに流入するため，サプレッション・プール水温度及び格納容器圧力が上昇し，事象発生の約 57 秒後にドライウェル圧力高信号（13.7kPa[gage]）により高圧炉心スプレイ系，低圧炉心スプレイ系等が自動起動する。また，事象発生の約 85 秒にサプレッション・プール水
温度は 49℃に到達し，この後も上昇傾向が継続する。
事象発生から約 131 秒後に復水器ホットウェル水位の低下により電動駆動給水ポンプがトリップすることで原子炉水位が低下し，事象発生から約 153 秒後に原子炉水位異常低下（レベル２）信号により原子炉隔離時冷却系が自動起動する。高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔離時冷却系
による原子炉注水により炉心冷却は維持される。また，原子炉隔離時冷却系は，サプレッション・プール水温度が 106℃に到達した時点で停止するが，高圧炉心スプレイ系により炉心冷却は維持される。
事象発生の 6 分後に手動操作によりほう酸水注入系を起動し，炉心へのほう酸水の注入を開始する。ほう酸水の注入に伴い炉心の反応度が低下し，原子炉水位は徐々に上昇するため，高圧炉心スプレイ系により原子炉水位を原子炉水位異常低下（レベル１）設定点近傍に維持する。
事象発生の 17 分後に残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）
2 系統によるサプレッション・プール冷却を開始する。
2.5-1187

ｂ．評価項目等
燃料被覆管温度は，第 2.5-10 図に示すとおり，主蒸気隔離弁閉止に伴い原子炉圧力が上昇するため炉内のボイドが急減することで出力が上昇
し沸騰遷移が生じる期間が最も高温となり，再循環ポンプトリップによる出力低下によってリウェットすることで燃料被覆管温度は低下する。
事象発生の約 13 秒後に燃料被覆管最高温度は最高値約 872℃に到達する
が，評価項目である 1,200℃以下となる。また，燃料被覆管の酸化量は，酸化反応が著しくなる前の燃料被覆管厚さの 1％以下であり，評価項目
である 15％を下回る。
原子炉圧力は，第 2.5-7 図及び第 2.5-17 図に示すとおり，逃がし安全
弁（逃がし弁機能）の作動により，約 8.19MPa[gage]以下に維持される。
このため，原子炉冷却材圧力バウンダリにかかる圧力は，原子炉圧力と原 子 炉 圧 力 容 器 底 部 圧 力 と の 差 （ 0.3MPa 程 度 ） を 考 慮 し て も ， 約
8.49MPa[gage] 以 下 で あ り ， 評 価 項 目 で あ る 最 高 使 用 圧 力 の 1.2 倍（10.34MPa[gage]）を下回る。
また，ほう酸水注入系及び残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）の起動後も，格納容器圧力及びサプレッション・プール水温度は徐々に上昇するが，それぞれ約 0.20MPa[gage]，約 115℃以下に抑えられ，
評価項目である限界圧力（0.62MPa[gage]）及び限界温度（200℃）を下回る。
ほう酸水注入系による炉心へのほう酸水注入によって中性子束は徐々に低下し，未臨界に至る。この後は高圧炉心スプレイ系による原子炉注
水及び残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）によるサプレッ
ション・プール冷却を維持することで安定状態が確立し，また，安定状
2.5-1288

態を維持できる。
（添付資料 2.5.3）
本評価では「1.2.1.2

有効性を確認するための評価項目の設定」に示す(1)から(4)の評価項目について，対策の有効性を確認した。

2.5.3

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価の範囲としては，運転員等操作時間に与える影響，評価項目となるパラメータに与える影響及び操作時間余裕を評価する。
本重要事故シーケンスは，原子炉停止機能喪失に伴い原子炉は臨界状態が維持され，逃がし安全弁を介したサプレッション・プールへの蒸気の流出が継続するため，ほう酸水注入系により原子炉出力を抑制すること及び残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）により格納容器除熱を実施すること並びに原子炉自動減圧に伴う低圧炉心スプレイ系等による多量の冷水注入による正の反応度印加を防止するため自動減圧系及び過渡時自動減圧系の作動を阻止することが特徴である。よって，不確かさの影響を確認する運転員
等操作は，事象進展に有意な影響を与えると考えられる操作として，自動減圧系等の作動阻止操作，ほう酸水注入系の起動操作及び残留熱除去系（サプ
レッション・プール冷却系）による格納容器除熱操作とする。
(1)

解析コードにおける重要現象の不確かさの影響評価
本重要事故シーケンスにおいて不確かさの影響評価を行う重要現象とは，「1.7 解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価方針」に示すとおりであり，影響評価の結果を以下に示す。
ａ．運転員等操作時間に与える影響
炉心における出力分布変化の不確かさとして，解析コードは保守的に
2.5-1389

中央ピークに基づく軸方向出力分布を設定するため，燃料被覆管温度を高めに評価する。このため，実際の燃料被覆管温度は低くなるが，燃料被覆管温度を操作の起点とする運転員等操作はないことから，運転員等操作時間に与える影響はない。
炉心における燃料棒内温度変化の不確かさとして，解析コードは燃料ペレットと燃料被覆管との間のギャップ熱伝達係数を高めに設定するため，過渡的な沸騰遷移時の燃料被覆管温度を高めに評価する。このため，
実際の燃料被覆管温度は低くなるが，燃料被覆管温度を操作の起点とする運転員等操作はないことから，運転員等操作時間に与える影響はない。
炉心における燃料棒表面熱伝達の不確かさとして，解析コードは燃料
棒表面熱伝達及びリウェット時刻を概ね保守的に評価する相関式を採用
するとともに高温領域において輻射熱伝達に期待しない評価としていることから，燃料棒表面の熱伝達係数を概ね小さく評価する。このため，
実際の燃料棒表面での熱伝達は大きめとなり，燃料被覆管温度は低めとなるが，燃料被覆管温度を起点とする運転員等操作はないことから，運転員等操作時間に与える影響はない。
炉心における沸騰遷移の不確かさとして,解析コードは沸騰遷移が生じやすい条件として，ＳＬＭＣＰＲを基準に沸騰遷移の発生及び沸騰遷移位置を判定するよう設定しているため，燃料被覆管温度を高めに評価する。このため，実際の燃料被覆管温度は低くなるが，燃料被覆管温度を操作の起点とする運転員等操作はないことから，運転員等操作時間に与える影響はない。
原子炉圧力容器におけるほう酸水の拡散の不確かさとして，解析コードは保守的な混合特性を用いるため，実際の炉心内におけるほう酸水の拡散は早くなりボロン反応度の印加が早くなることで未臨界の達成時間
2.5-1490

が早くなるため，格納容器圧力及びサプレッション・プール水温度の上昇は抑制される。このため，実際の格納容器圧力及びサプレッション・
プール水温度は低くなるが，ほう酸水注入開始後にこれらのパラメータを起点とする運転員等操作はないことから，運転員等操作時間に与える影響はない。
（添付資料 2.5.4）

ｂ．評価項目となるパラメータに与える影響
炉心における出力分布変化の不確かさとして，解析コードは保守的に
中央ピークに基づく軸方向出力分布を設定するため，燃料被覆管温度を高めに評価する。このため，実際の燃料被覆管温度は低くなり，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
炉心における燃料棒内温度変化の不確かさとして，解析コードは燃料ペレットと燃料被覆管との間のギャップ熱伝達係数を高めに設定するため，過渡的な沸騰遷移時の燃料被覆管温度を高めに評価する。このため，
実際の燃料被覆管温度は低くなり，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
炉心における燃料棒表面熱伝達の不確かさとして，解析コードは燃料
棒表面熱伝達及びリウェット時刻を概ね保守的に評価する相関式を採用
するとともに高温領域において輻射熱伝達に期待しない評価としていることから，燃料棒表面の熱伝達係数を概ね小さく評価する。このため，
実際の燃料棒表面での熱伝達は大きめとなり，燃料被覆管温度は低めとなることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
なお，燃料被覆管が高めに評価されることに伴いリウェット時刻は遅く評価されるが，更に保守的な取扱いとして，リウェットを考慮しない場
2.5-1591

合を仮定しても，燃料被覆管の最高温度は約 1060℃，燃料被覆管の酸化量は酸化反応が著しくなる前の燃料被覆管厚さの 2%以下であり，評価項目となるパラメータを満足することを確認している。
炉心における沸騰遷移の不確かさとして，解析コードは沸騰遷移が生じやすい条件として，ＳＬＭＣＰＲを基準に沸騰遷移の発生及び沸騰遷移位置を判定するよう設定しているため，燃料被覆管温度を高めに評価する。このため，実際の燃料被覆管温度は低くなり，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
原子炉圧力容器におけるほう酸水の拡散の不確かさとして，解析コードは保守的な混合特性を用いるため，実際の炉心内におけるほう酸水の拡散は早くなりボロン反応度の印加が早くなることで未臨界の達成時間が早くなるため，格納容器圧力及びサプレッション・プール水温度の上昇は抑制される。このため，実際の格納容器圧力及びサプレッション・
プール水温度は低くなり，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
（添付資料 2.5.4，2.5.5）(2)

解析条件の不確かさの影響評価
ａ．初期条件，事故条件及び重大事故等対策に関連する機器条件
初期条件，事故条件及び重大事故等対策に関連する機器条件は，第2.5-2 表に示すとおりであり，これらの条件設定を実績値等の最確条件とした場合の影響を評価する。解析条件の設定にあたっては，設計値を用いるか又は評価項目となるパラメータに対する余裕が小さくなるよう
保守的な設定をしていることから，この中で事象進展に有意な影響を与える可能性がある項目について，評価結果を以下に示す。
2.5-1692

(a)運転員等操作時間に与える影響
初期条件の炉心流量は，解析条件で設定した 41,060ｔ／h（定格流量の 85％流量）に対して最確条件は「定格流量の約 86%〜約 104%」であり，最確条件とした場合は炉心のボイド率が低くなり主蒸気隔離弁
閉止に伴う原子炉圧力の上昇により印加される反応度が緩和されるとともに代替再循環ポンプトリップ機能による反応度抑制効果が大きくなることで，原子炉出力が低めとなり格納容器への熱負荷が軽減し，格納容器圧力及びサプレッション・プール水温度の上昇が緩和されるが，解析上これらのパラメータを起点とする運転員等操作はないことから，運転員等操作時間に与える影響はない。
初期条件の最小限界出力比は，解析条件で設定した 1.24 に対して最確条件は限界出力比指標 ※２ で 0.98 以下であり，最確条件とした場合
は沸騰遷移の発生が遅れることで燃料被覆管温度の上昇が緩和されるが，燃料被覆管温度を起点とする運転員等操作はないことから，運転員等操作時間に与える影響はない。
初期条件の最大線出力密度は，解析条件で設定した 44.0kW/m に対して最確条件は約 33〜41kW／m であり，最確条件とした場合は燃料被覆
管温度の上昇が緩和されるが，燃料被覆管温度を起点とする運転員等操作はないことから，運転員等操作時間に与える影響はない。
初期条件の核データ（動的ボイド係数）は，解析条件で設定した平衡炉心のサイクル末期の値の 1.25 倍に対して，最確条件は平衡炉心のサイクル初期から末期の値であり，最確条件とした場合は印加反応度が緩和され原子炉出力が低めとなることで格納容器への熱負荷が軽減
し，格納容器圧力及びサプレッション・プール水温度の上昇が緩和されるが，解析上これらのパラメータを起点とする運転員等操作はない
2.5-1793

ことから，運転員等操作時間に与える影響はない。なお，解析コードの不確かさ等を考慮している保守因子の大きさは，本重要事故シーケ
ンスの事象進展に応じて変動し得るが，動的ドップラ係数の保守因子の変動に動的ボイド係数の保守因子の変動も考慮して厳しい組合せとした場合においても，事象進展に与える影響は小さいことを確認している。（「重大事故等対策の有効性評価に係るシビアアクシデント解析
コードについて」）
初期条件の核データ（動的ドップラ係数）は，解析条件で設定した平衡炉心のサイクル末期の値×0.9 に対して最確条件は平衡炉心のサ
イクル初期から末期の値であり，最確条件とした場合は印加反応度が緩和され原子炉出力が低めとなることで格納容器への熱負荷が軽減し，格納容器圧力及びサプレッション・プール水温度の上昇が緩和されるが，解析上これらのパラメータを起点とする運転員等操作はないことから，運転員等操作時間に与える影響はない。なお，解析コードの不確かさ等を考慮している保守因子の大きさは，本重要事故シーケンスの事象進展に応じて変動し得るが，動的ドップラ係数の保守因子の変動に動的ボイド係数の保守因子の変動も考慮して厳しい組合せとした
場合においても，事象進展に与える影響は小さいことを確認している。
（「付録３

重大事故等対策の有効性評価に係るシビアアクシデント

解析コードについて」）
初期条件の原子炉圧力，原子炉水位，炉心流量，格納容器容積の空間部及び液相部，格納容器圧力及び格納容器雰囲気温度は，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与えうるが，事象進展に与える影響は小さく，運転員等操作時間に与える影響は小さい。
事故条件の外部電源の有無については，給復水系及び原子炉再循環
2.5-1894

ポンプが一定期間運転を継続することで，反応度の観点で厳しい条件
として，外部電源ありを設定している。外部電源がない場合は，電動駆動給水ポンプ及び原子炉再循環ポンプが停止することで印加反応度が緩和され原子炉出力が低めとなり，格納容器圧力及びサプレッション・プール水温度の上昇が緩和されるが，解析上これらのパラメータを起点とする運転員等操作はないことから，運転員等操作時間に与える影響はない。また，非常用ディーゼル発電機等により電源は確保される。
機器条件の主蒸気隔離弁の閉止は，解析条件で設定した閉止時間 3秒に対して最確条件は 3 秒から 4.5 秒であり，本解析条件の不確かさとして，解析条件で設定している主蒸気隔離弁の閉止時間を長くした
場合，初期の原子炉圧力上昇により印加される反応度は小さくなり初期の原子炉出力上昇が小さくなることで，格納容器圧力及びサプレッ
ション・プール水温度の上昇が緩和されるが，解析上これらのパラメータを起点とする運転員等操作はないことから，運転員等操作時間に与える影響はない。
※２

限界出力比指標は，実際の運転管理に用いる指標であり，最小限界出力比の運転上の制限値を実際の最小限界出力比で除したものであり，この値が 1 以下であれば最小限界出力比は運転上の制限を下回らない。
（添付資料 2.5.4，2.5.6）(b)

評価項目となるパラメータに与える影響
初期条件の炉心流量は，解析条件で設定した 41,060ｔ／h（定格流量の 85％流量）に対して最確条件は「定格流量の約 86%〜約 104%」で2.5-1995

あり，最確条件とした場合は炉心のボイド率が低くなり主蒸気隔離弁
閉止に伴う原子炉圧力の上昇により印加される反応度が緩和されるとともに，代替再循環ポンプトリップ機能による反応度抑制効果が大きくなることで，原子炉出力が低めとなり格納容器への熱負荷が軽減し，格納容器圧力及びサプレッション・プール水温度の上昇が緩和されることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
初期条件の最小限界出力比は，解析条件で設定した 1.24 に対して最確条件は限界出力比指標 ※２ で 0.98 以下であり，最確条件とした場合
は沸騰遷移の発生が遅れることで燃料被覆管温度の上昇が緩和されることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
初期条件の最大線出力密度は，解析条件で設定した 44.0kW/m に対して最確条件は約 33〜41kW／m であり，最確条件とした場合は燃料被覆
管温度の上昇が緩和されることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
初期条件の核データ（動的ボイド係数）は，解析条件で設定した平衡炉心のサイクル末期の値×1.25 に対して最確条件は平衡炉心のサ
イクル初期から末期の値であり，最確条件とした場合は動的ボイド係数の絶対値が小さくなり印加反応度が緩和され原子炉出力が低めとなることで格納容器への熱負荷が軽減し，格納容器圧力及びサプレッション・プール水温度の上昇が緩和されることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。なお，解析コードの不確かさ等を考慮している保守因子の大きさは，本重要事故シーケンスの事象進展に応じて変動し得るが，動的ボイド係数の保守因子の変動に動的ドップラ係数の保守因子の変動も考慮して厳しい組合せとした場合においても，評価項目となるパラメータに与える影響は小さいことを確認
2.5-2096

している。（「付録３重大事故等対策の有効性評価に係るシビアアク

シデント解析コードについて」）
初期条件の核データ（動的ドップラ係数）は，解析条件で設定した平衡炉心のサイクル末期の値×0.9 に対して最確条件は平衡炉心のサ
イクル初期から末期の値であり，最確条件とした場合は動的ドップラ係数の絶対値が小さくなり印加反応度が緩和され原子炉出力が低めとなることで格納容器への熱負荷が軽減し，格納容器圧力及びサプレッ
ション・プール水温度の上昇が緩和されることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。なお，解析コードの不確かさ等を考慮している保守因子の大きさは，本重要事故シーケンスの事象
進展に応じて変動し得るが，動的ドップラ係数の保守因子の変動に動的ボイド係数の保守因子の変動も考慮して厳しい組合せとした場合においても，評価項目となるパラメータに与える影響は小さいことを確認している。（「付録３重大事故等対策の有効性評価に係るシビアア

クシデント解析コードについて」）
事故条件の外部電源の有無については，給復水系及び原子炉再循環
ポンプが一定期間運転を継続することで，反応度の観点で厳しい条件
として，外部電源ありを設定している。外部電源がない場合は，電動駆動給水ポンプ及び再循環ポンプが停止することで印加反応度が緩和され原子炉出力が低めとなり，格納容器圧力及びサプレッション・プ
ール水温度の上昇が緩和されることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。また，非常用ディーゼル発電機等により電源は確保される。
機器条件の主蒸気隔離弁の閉止は，解析条件で設定した閉止時間 3秒に対して最確条件は 3 秒から 4.5 秒であり，本解析条件の不確かさ
2.5-21

97

として，解析条件で設定している主蒸気隔離弁の閉止時間を長くした
場合，初期の原子炉圧力上昇により印加される反応度は小さくなり，
初期の原子炉出力上昇が小さくなって，格納容器圧力及びサプレッション・プール水温度の上昇が緩和されることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
（添付資料 2.5.4，2.5.7，2.5.8）

ｂ．操作条件
操作条件の不確かさとして，操作に係る不確かさを「認知」，「要員配置」，「移動」，「操作所要時間」，「他の並列操作有無」及び「操作の確実さ」の 6 要因に分類し，これらの要因が操作開始時間に与える影響を評価する。また，操作開始時間に与える影響が評価項目となるパラメータに与える影響を評価した。評価結果を以下に示す。
(a)

運転員等操作時間に与える影響
操作条件の自動減圧系等の作動阻止操作は，解析上の操作開始時間
として事象発生から 4 分後を設定している。運運転員等操作時間に与える影響として，不確かさ要因により操作開始時間に与える影響は小さく，実態の操作開始時間は解析上の設定とほぼ同等となる。
操作条件のほう酸水注入系の起動操作は，解析上の操作開始時間として事象発生から 6 分後を設定している。運転員等操作時間に与える影響として，不確かさ要因により操作開始時間に与える影響は小さく，実態の操作開始時間は解析上の設定とほぼ同等となる。
操作条件の残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器除熱操作は，解析上の操作開始時間として事象発生から 17分後を設定している。運転員等操作時間に与える影響として，不確か
2.5-2298

さ要因により操作開始時間に与える影響は小さく，実態の操作開始時
間は解析上の設定とほぼ同等となる。
（添付資料 2.5.4）(b)

評価項目となるパラメータに与える影響
操作条件の自動減圧系等の作動阻止操作は，運転員等操作時間に与える影響として，実態の操作開始時間は解析上の設定とほぼ同等であることから，評価項目となるパラメータに与える影響はない。
操作条件のほう酸水注入系の起動操作は，運転員等操作時間に与える影響として，実態の操作開始時間は解析上の設定とほぼ同等である
ことから，評価項目となるパラメータに与える影響はない。
操作条件の残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器除熱操作は，運転員等操作時間に与える影響として，実態の操作開始時間は解析上の設定とほぼ同等であることから，評価項目となるパラメータに与える影響はない。
（添付資料 2.5.4）(3)

操作時間余裕の把握操作遅れによる影響度合いを把握する観点から，評価項目となるパラメータに対して，対策の有効性が確認できる範囲内での操作時間余裕を確認し，その結果を以下に示す。
操作条件の自動減圧系等の作動阻止操作については，解析上，ドライウ
ェル圧力高（13.7kPa[gage]）及び原子炉水位異常低下（レベル１）の設定
点に到達し自動減圧系タイマーが作動するのは事象発生の約 230 秒後であり，この 120 秒後に逃がし安全弁（自動減圧機能）が自動開放する。仮に
2.5-2399

操作が遅れ自動減圧系が作動した場合でも，原子炉圧力が低圧炉心スプレ
イ系の注水開始圧力に低下するまでに操作を実施することで，原子炉水位上昇による正の反応度印加は防止できるため，これまでの操作時間余裕が確保されている。逃がし安全弁（自動減圧機能）7 弁にて原子炉減圧をする場合について，同操作を実施している「2.1

高圧・低圧注水機能喪失」

を参照すると，減圧開始から約 160 秒で原子炉圧力が約 2MPa まで低下している。よって，合計で事象発生から約 510 秒程度の時間余裕が確保されている。
操作条件のほう酸注入系の起動操作は，仮に操作が遅れた場合，未臨界達成タイミングが遅れることでサプレッション・プール水温度の上昇が大きくなる。本重要事故シーケンスにおけるサプレッション・プールの最高
水温は約 115℃であり，ほう酸水の炉心部への注水が開始される事象発生の 570 秒後における水温上昇率は 2℃／分程度であることから，限界温度200℃に対して十分な操作時間余裕を有している。
操作条件の残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器除熱操作は，仮に操作が遅れた場合，格納容器除熱の開始が遅れることで，サプレッション・プール水温の上昇が大きくなる。本重要事故シー
ケンスにおけるサプレッション・プールの最高水温は約 115℃であり，サプレッション・プール冷却を開始する事象発生の 17 分後における水温上昇
率は 2℃／分程度であることから，限界温度 200℃に対して十分な操作時間余裕を有している。
（添付資料 2.5.4，2.5.9）

(4)

まとめ
解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価の範囲として，運転員等
2.5-24100

操作時間に与える影響，評価項目となるパラメータに与える影響及び操作
時間余裕を確認した。この結果，解析コード及び解析条件の不確かさが運転員等操作時間に与える影響等を考慮した場合においても，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。この他，評価項目となるパラメータに対して，対策の有効性が確認できる範囲内において，操作時間には時間余裕がある。

2.5.4

必要な要員及び資源の評価(1)

必要な要員の評価
事故シーケンスグループ「原子炉停止機能喪失」において重大事故等対策に必要な要員は，「 2.5.1(3)「6.2

炉心損傷防止対策」に示す通り 6 名である。

重大事故等対策時に必要な要員の評価結果」で示す運転員及び災害対策要員の 39 名で対処可能である。
(2)

必要な資源の評価
事故シーケンスグループ「原子炉停止機能喪失」において，必要な水源，
燃料及び電源は「6.1(2)

資源の評価条件」の条件にて評価を行い，以下のとおりである。
ａ．水源

原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系による原子炉注水については，サプレッション・プールを水源とすることから，水源が枯渇することはなく，7 日間の注水継続が可能である。
なお，外部電源喪失を想定した場合でも同様である。
ｂ．燃料

外部電源の喪失は想定していないが，仮に外部電源が喪失して非常用ディーゼル発電機及び高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機からの給電
2.5-25101

を想定する。
非常用ディーゼル発電機による電源供給については，事象発生直後からの運転を想定すると，7 日間の運転継続に約 484kL の軽油が必要となる。高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機による電源供給については，
事象発生直後からの運転を想定すると，7 日間の運転継続に約 131kL の軽油が必要となる。軽油貯蔵タンクに約 800kL の軽油を保有していることから，非常用ディーゼル発電機及び高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機による電源供給について，７日間の継続が可能である。
ｃ．電源

本重要事故シーケンスの評価では外部電源の喪失は想定していないが，仮に外部電源が喪失して非常用ディーゼル発電機等からの電源供給を想定した場合においても，重大事故等対策時に必要な負荷は，非常用ディーゼル発電機等の容量内に収まることから，電源供給が可能である。

2.5.5

結

論

事故シーケンスグループ「原子炉停止機能喪失」では，運転時の異常な過渡変化時に原子炉停止機能が喪失することで，反応度制御や原子炉水位の維持に失敗し，炉心損傷に至ることが特徴である。事故シーケンスグループ「原子炉停止機能喪失」に対する炉心損傷防止対策としては，初期の対策として
ＡＴＷＳ緩和設備（代替原子炉再循環ポンプトリップ機能）による炉心流量の低減，原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系による原子炉水位の維持，ほう酸水注入系による炉心へのほう酸水の注入手段，安定状態に向けた対策として残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器
除熱手段を整備している。また，重要事故シーケンスに対する有効性評価では使用できないものと仮定したものの，原子炉停止機能のバックアップとし
2.5-26102

て代替制御棒挿入機能，手動での原子炉スクラムの手段を整備している。
事故シーケンスグループ「原子炉停止機能喪失」の重要事故シーケンス「過渡事象（主蒸気隔離弁の誤閉止）＋原子炉停止機能喪失」について有効性評
価を行った。
上記の場合においても，ＡＴＷＳ緩和設備（代替原子炉再循環ポンプトリ
ップ機能）による炉心流量の低減，原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレ
イ系による原子炉水位の維持，ほう酸水注入系による炉心へのほう酸水の注
入，残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器除熱を実施することで，炉心の著しい損傷を防止することができる。
この結果，燃料被覆管温度及び酸化量，原子炉冷却材圧力バウンダリにかかる圧力並びに格納容器バウンダリにかかる圧力及び温度は，評価項目を満足している。また，安定状態を維持することができる。
解析コード及び解析条件の不確かさの影響について確認した結果，運転員
等操作時間に与える影響及び評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。また，対策の有効性が確認できる範囲内において，操作時間余裕について確認した結果，操作が遅れた場合でも一定の余裕がある。
重大事故等対策時に必要な要員は，運転員及び災害対策要員にて確保可能である。また，必要な水源，燃料及び電源については，外部支援を考慮しないとしても，7 日間以上の供給が可能である。
以上のことから，事故シーケンスグループ「原子炉停止機能喪失」において，ＡＴＷＳ緩和設備（代替原子炉再循環ポンプトリップ機能）による炉心流量の低減，原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系による原子炉水位の維持，ほう酸水注入系による炉心へのほう酸水の注入，残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器徐熱等の炉心損傷防止対策は，選定した重要事故シーケンスに対して有効であることが確認でき，事故シー
2.5-27103

ケンスグループ「原子炉停止機能喪失」に対して有効である。

2.5-28104

第 2.5-1 表
操作及び確認

原子炉停止機能喪失における重大事故対策について（1／4）
手順

2.5-29

常設設備
原子炉停止機能喪失の確 ・運転時の異常な過渡変化の発生に伴い，原子炉がスクラム ＡＴＷＳ緩和設
認すべき状況にも係らず制御棒が原子炉へ挿入されない場 備（代替原子炉
再循環ポンプト合，原子炉自動スクラム失敗を確認する。
・原子炉自動スクラム失敗の確認後，手動スクラムボタン及 リップ機能）
び原子炉モードスイッチを「ＲＵＮ」から「ＳＨＵＴ Ｄ
ＯＷＮ」への切換えによる手動スクラム操作を実施する。
・とする。
・手動原子炉スクラム操作にも失敗したことで，原子炉停止
機能喪失を判断する。
・原子炉圧力高信号によりＡＴＷＳ緩和設備（代替原子炉再循環ポンプトリップ機能）が作動し再循環ポンプが全台停止したことで炉心流量が低下し，原子炉出力が低下したことを確認する。
・対応可能な要員にて制御棒挿入機能の回復操作を実施する。

【

重大事故等対処設備
可搬型設備
計装設備
−
平均出力領域計装
起動領域計装原子炉圧力計
原子炉圧力計（SA）】：重大事故等対処設備（設計基準拡張）

105

第 2.5-1 表
操作及び確認
高圧炉心スプレイ系の自動起動確認等

原子炉停止機能喪失における重大事故対策について（2／4）
手順

2.5-30・ドライウェル圧力が 13.7kPa[gage]に到達したことを確認する。
・高圧炉心スプレイ系が自動起動し，原子炉注水を開始したことを確認する。
・低圧炉心スプレイ系及び残留熱除去系（低圧注水系）が自動起動し，ミニフロー運転にて起動待機状態になったことを確認する。
・非常用ディーゼル発電機等が自動起動し，外部電源がある場合は，母線接続はせずに起動待機状態になったことを確認する。
・主蒸気隔離弁の閉止に伴い，タービン駆動給水ポンプは停止するが，電動給水ポンプにより原子炉注水が継続されていることを確認する。
・対応可能な要員にて原子炉水位を原子炉水位異常低下（レベル１）近傍まで低下させることで原子炉出力を抑制する。
・給水加熱喪失により原子炉出力が徐々に上昇することを確認する。
・その後，復水器ホットウェル水位低下により，給復水系
が全停となり，原子炉水位が原子炉水位異常低下（レベル２）設定点に到達したことで，原子炉隔離時冷却系が自動起動し、原子炉注水を開始したことを確認する。

重大事故等対処設備
常設設備
可搬型設備
計装設備
−
ドライウェル圧力計【高圧炉心スプ
原子炉水位計（広帯域，燃
レイ系】料域）【低圧炉心スプ
原子炉水位計（SA 広帯域，
レイ系】
SA 燃料域）【残留熱除去系
原子炉圧力計（低圧注水系）】
原子炉圧力計（SA）【非常用ディー
【高圧炉心スプレイ系系統
ゼル発電機】
流量計】【高圧炉心スプ【低圧炉心スプレイ系ポン
レイ系ディーゼ
プ吐出圧力計】ル発電機】【残留熱除去系ポンプ吐出【原子炉隔離時
圧力計】
冷却系】【原子炉隔離時冷却系系統
流量計】【】：重大事故等対処設備（設計基準拡張）

106

第 2.5-1 表
操作及び確認

原子炉停止機能喪失における重大事故対策について（3／4）
手

順

常設設備
自動減圧系起動の阻止スイッチ・原子炉停止機能喪失の確認後，自動減圧系の起動阻止ス
イッチにより原子炉の自動減圧を阻止する。

ほう酸水注入系の起動操
作・原子炉停止機能喪失及び再循環ポンプ停止による原子炉
出力低下を確認した後，原子炉出力が 10％以上で，かつサプレッション・プール水温度が 49℃に近接又は超過していることを確認する。
・ほう酸水注入系の起動操作を実施する。
・ほう酸水貯蔵タンクの水位が低下することにより，ほう酸水の注入が開始されたことを確認する。
・原子炉が未臨界になったことを確認する。

残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）
による格納容器除熱操作

・サプレッション・プール水温度が 32℃に到達したことを 【残留熱除去系
確認し，残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系） （サプレッション・プール冷却によるサプレッション・プール冷却を開始する。
・残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による 系）】
格納容器除熱を開始した以降も，原子炉出力が残留熱除
去系（サプレッション・プール冷却系）の除熱能力を上回っている期間はサプレッション・プール水温度の上昇が継続することを確認する。
・サプレッション・プール水温度が 106℃に到達した時点
で，原子炉隔離時冷却系を停止する。

2.5-31

自動減圧系等の作動阻止
操作

ほう酸水注入系【

重大事故等対処設備
可搬型設備
計装設備
−
原子炉水位計 （広帯域， 燃料域）
原子炉水位計（SA 広帯域，
SA 燃料域）
原子炉圧力計
原子炉圧力計（SA）−
出力領域計装起動領域計装サプレッション・プール水
温度計
ほう酸水注入ポンプ出口圧
力計
ほう酸水貯蔵タンク水位計−

サプレッショ ン・プール 水
温度計【残留熱除去系系統流量計】】：重大事故等対処設備（設計基準拡張）

107

第 2.5-1 表
操作及び確認

原子炉停止機能喪失における重大事故対策について（4／4）
手順

2.5-32

原子炉水位の調整操作

・ほう酸水注入により原子炉出力が徐々に低下すること
で，原子炉水位は徐々に上昇するため，ほう酸水の全量注入完了を確認するまでは，高圧炉心スプレイ系により原子炉水位を原子炉水位異常低下（レベル１）近傍に維持する。
・ほう酸水の全量注入完了の確認後は，ほう酸水注入系を停止するとともに，高圧炉心スプレイ系により原子炉水位を原子炉水位低（レベル３）から原子炉水位高（レベル８）の範囲に維持する。

使用済燃料プールの冷却操作
可搬型代替注水大型ポン
プによる水源補給操作
タンクローリによる燃料補給操作・対応可能な要員にて使用済燃料プールの冷却操作を実施する。
・対応可能な要員にて可搬型代替注水大型ポンプにより淡水貯水池から代替淡水貯槽へ水源補給を実施する。
・対応可能な要員にてタンクローリにより可搬型代替注水
設備用軽油タンクから可 搬型代替注水大型ポンプに燃料補給を実施する。

−

重大事故等対処設備
可搬型設備
計装設備
出力領域計装起動領域計装ほう酸水注入ポンプ出口圧
力計
ほう酸水貯蔵タンク水位計
原子炉水位計（広帯域，燃料域）
原子炉水位計（SA 広帯域，
SA 燃料域）【高圧炉心スプレイ系系統
流量計】
−
−

−

−

−

−

−

−

常設設備
ほう酸水注入系【高圧炉心スプ
レイ系】【】：重大事故等対処設備（設計基準拡張）：有効性評価上考慮しない操作108コメント No.181-03 に対する回答

第 2.5-2 表
項

目

解析コード
原子炉熱出力原子炉圧力（圧力容器ドーム部）
原子炉水位

主要解析条件（原子炉停止機能喪失）（1／6）

主要解析条件プラント動特性：ＲＥＤＹ

条件設定の考え方−

3,293MW

定格原子炉熱出力を設定

6.93MPa[gage]

定格原子炉圧力を設定

通常運転水位（セパレータスカ
ート下端から＋126 ㎝）

通常運転時の原子炉水位を設定

初期条件

2.5-33

炉心流量41,060ｔ／ｈ（85％）

初期炉心流量が小さいほど，初期のボイド率が大きくなることで原子炉圧力上昇時にボイドが潰れることで印加される正の反応度が大きくなり，また代
替原子炉再循環ポンプトリップ機能による反応度抑制効果が小さくなるた
め，原子炉出力の観点で厳しい設定となる
このため，保安規定の運転範囲における原子炉定格出力時の下限流量を設定

主蒸気流量6,420ｔ／ｈ

定格主蒸気流量を設定

給水温度

燃料及び炉心

216℃

初期給水温度が低い方が，印加反応度が大きくなり原子炉出力が高めに推移することで，格納容器圧力及び温度並びにサプレッション・プール水温度に対して厳しい設定となる。このため，通常運転時の状態を包含する低めの温
度を設定
初期温度 216℃から主蒸気隔離弁閉止に伴う給水加熱喪失により，300 秒程
度で 33℃まで低下し，その後は 33℃一定に設定

９×９燃料（Ａ型）
単一炉心

９×９燃料（Ａ型）と９×９燃料（Ｂ型）は，熱水力的な特性はほぼ同等であり，その他の核的特性等の違いは燃料棒最大線出力密度の保守性に包含されることから，代表的に９×９燃料（Ａ型）を設定

109

第 2.5-2 表
項目

主要解析条件（原子炉停止機能喪失）（2／6）

主要解析条件

条件設定の考え方

核データ（動的ボイド係数）

平衡サイクル末期の値の 1.25 倍

核データ（動的ドップラ係数）

平衡サイクル末期の値の 0.9 倍

サイクル末期の方がサイクル初期に比べてボイド減少により炉心に印加される正の反応度が大きくなり原子炉出力が高めに推移することで，格納容器
圧力及び温度並びにサプレッション・プール水温度に対して厳しい保守的な評価となることから，サイクル末期を設定

初期条件

2.5-34
事故条件

格納容器空間体積

9,800m３

設計値を設定サプレッション・プール
水量3,300m３

サプレッション・プールでの圧力抑制効果が厳しくなる少なめの水量として，保安規定の運転上の制限における下限値を設定

サプレッション・プール
水温度

32℃

サプレッション・プールでの圧力抑制効果が厳しくなる高めの水温として，保安規定の運転上の制限における上限値を設定

主蒸気隔離弁の誤閉止

運転時の異常な過渡変化の中で原子炉圧力の上昇が大きく，反応度の観点で厳しい主蒸気隔離弁の誤閉止を設定

起因事象

安全機能の喪失に対する仮定外部電源

原子炉停止機能
手動での原子炉スクラム
代替制御棒挿入機能（ＡＲＩ）
外部電源ありバックアップを含めた全ての制御棒挿入機能の喪失を設定
給復水系及び原子炉再循環ポンプが一定期間運転を継続することで，反応度の観点で厳しい外部電源ありを設定

110

第 2.5-2 表
項目

原子炉スクラム信号
主蒸気隔離弁の閉止時間

主要解析条件（原子炉停止機能喪失）（3／6）
主要解析条件
主蒸気隔離弁閉
3秒

条件設定の考え方−
原子炉圧力の上昇が早く，反応度の観点で厳しい条件である
保安規定の運転上の制限における下限値を設定

2.5-35

重大事故等対策に関連する機器条件

ＡＴＷＳ緩和設備（代替原子炉再循環ポンプトリップ機
能）原子炉圧力高（7.39MPa[gage]）にて再循環ポンプが 2 台トリップ（遅れ時間 0.2 秒）

設計値を設定ドライウェル圧力高設定点

13.7kPa[gage]

設計値を設定逃がし安全弁

逃がし弁機能7.37MPa[gage]×2 個，354.6t/h/個
7.44MPa[gage]×4 個，357.8t/h/個
7.51MPa[gage]×4 個，361.1t/h/個
7.58MPa[gage]×4 個，364.3t/h/個
7.65MPa[gage]×4 個，367.6t/h/個

逃がし弁機能による原子炉圧力制御に期待した方が，主蒸気隔離弁閉止後の原子炉圧力が低めに維持されることで，原子炉圧力に依存する高圧炉心スプレイ系の原子炉注水流量が大きくなり，反応度の観点で厳しい設定となる。
このため，設定圧力の低い逃がし弁機能の設計値を設定。

ほう酸注入系

注入流量：163L／min
ほう酸水濃度：13.4wt％

注入流量は，設計値を設定。
ほう酸水濃度は単位時間当たりに投入される負の反応度が小さくなるよう保安規定の運転上の制限における下限値を設定。

残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）

熱交換器 1 基あたり約 53MW
（サプレッション・プール水温度 100℃，海水温
度 27.2℃において）設計値を設定111

第 2.5-2 表
項目

主要解析条件ドライウェル圧力高（13.7kPa[gage]）にて自動起動（遅れ時間：0 秒）
原子炉水位は原子炉水位異常低下（レベル１）設定点近傍に維持する。

条件設定の考え方
高圧炉心スプレイ系による原子炉注水開始タイミングが早く，注水流量が大きい方が，原子炉水位が高めに維持されることで，反応度の観点で厳しい設定となる。このため，自動起動遅れ時間を 0 秒とし，注水流量はポンプ性能評価に基づ
く大きめの流量特性を設定。
1600
1400

最大流量特性・注水流量：145〜1,506m３ ／h
・注水圧力：0〜8.30MPa[dif]流量（m３ ／h）

1200
1000
800
600
400
200
0
0

1

2

3

4

5

6

7

8

9

10

差圧（ＭＰa）

原子炉隔離時冷却系

原子炉水位異常低下（レベル２）にて自動起動（遅れ時間：0 秒）
原子炉水位は原子炉水位異常低下（レベル１）設定点近傍に維持する。
サプレッション・プール水温度が 106℃に到達した時点で停止する。
・注水流量：136.7m３ ／h
・注水圧力：1.04〜7.86MPa[dif]原子炉隔離時冷却系による原子炉注水開始タイミングが早い方が，原子炉水位が高めに維持されることで，反応度の観点で厳しい設定となるため，自動起動遅れ時間を 0 秒と設定
注水特性は，タービン回転数制御により一定流量に制御されることから，設計値を設定
10.0

8.0
原子炉圧 力（MPa[dif]）

2.5-36

重大事故等対策に関連する機器条件

高圧炉心スプレイ系

主要解析条件（原子炉停止機能喪失）（4／6）

6.0

4.0

2.0

0.0
0

100

200

300
流量（m3 /h）

400

500

112

第 2.5-2 表
項目

主要解析条件（原子炉停止機能喪失）（5／6）
主要解析条件

条件設定の考え方

事象発生から 4 分後運転手順に基づき，原子炉停止機能喪失の確認及び自動減圧系等の作動阻止に要する時間を考慮して設定

ほう酸水注入系の起動操作

事象発生から 6 分後（炉心部へのほう酸水注入開始は事象発生から 9 分 30 秒後）

運転手順に基づき，自動減圧系等の作動阻止操作後に実施するため，自動減圧系等の作動阻止操作が完了する事象発生の4 分後からほう酸水注入系の起動操作に要する時間を考慮して設定
炉心部へのほう酸注入開始は，ほう酸水注入系の起動後，注入配管及び原子炉圧力容器内での輸送遅れを考慮して設定

残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格
納容器除熱操作

事象発生から 17 分後

運転手順に基づき，状況判断及び操作に要する時間を考慮して設定

自動減圧系等の作動阻止操作

重大事故等対策に関連する操作条件

2.5-37113

第 2.5-2 表
項目
解析コード

最小限界出力比（ＭＣＰＲ）

燃料棒最大線出力密度（ＭＬＨＧＲ）

2.5-38

ＢＴ判定（時刻）

ＢＴ後の被覆管表面熱伝達率

リウェット相関式

主要解析条件（原子炉停止機能喪失）（6／6）
主要解析条件ＳＣＡＴ（ホットバンドル解析）

条件設定の考え方−

1.24

初期の最小限界出力比が小さい方が沸騰遷移までの余裕が小さくなることで，被覆管温度に対して厳しい設定となる。このため，９×９燃料（Ａ型）のサイクル初期における保安規定の運転上の制限の下限値を設定

44.0 kW／m

初期の燃料線出力密度が大きい方が燃料被覆管温度に対して厳しい設定となる。このため，保安規定の運転上の制限における上限値を設定

ＧＥＸＬ相関式−

修正 Dougall-Rohsenow 式−「ＢＷＲにおける過渡的な沸騰遷移後の燃料健全性評価基準:2003」における相関式２−114

ほう酸水注入系タンク※1
ほう酸水注入系
ポンプＡ，Ｂター ビン へ
原子炉圧力容器

耐圧 強化
ベン ト系

※1 ドラ イウ ェ ル

残留熱除去系
海水系ポンプ
Ａ，Ｃ

格納 容器 圧 力逃 がし 装 置

※4
※4

→

再循 環ポ ン プＡ ，Ｂ

※2

→

←

2.5-39→

サプ レッ シ ョン ・プ ー ル※3

ＡＴ ＷＳ 緩 和設 備（ 代 替原 子 炉
再循 環ポ ン プト リッ プ 機能 ）から の自 動 停止 信号→
残留熱除去 系
海水系ポン プＢ，Ｄ

海←
残留 熱除 去 系
ポン プＡ
※2 海へ

海へ ※3

←

→

低圧 炉心 ス プレ イ系 ポ ンプ

低圧 注水 系 ポン プＣ←
原子 炉隔 離 時冷 却系 ポ ンプ

コメント No.182-15 に対する回答

第 2.5-1 図→
残留 熱除 去 系
ポン プＢ→
高圧 炉心 ス プレ イ系 ポ ンプ

復水 貯蔵 タ ンク

原子炉停止機能喪失時の重大事故等対策の概略系統図（1／3）（高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔離時冷却系による原子炉注水並びにＡＴＷＳ緩和設備（代替原子炉再循環ポンプトリッ
プ機能）による原子炉停止段階）

115

ほう酸 水注 入系 タンク※1
ほう酸 水注 入系
ポンプ Ａ， Ｂ

タービ ンへ
原子炉 圧力 容器

耐圧 強化
ベン ト系

※1

※4

ドライ ウェ ル

残留熱 除去 系
海水系 ポン プ
Ａ，Ｃ

格納 容器 圧 力逃 がし 装 置※4→

再循環 ポン プＡ ，Ｂ

※2

→

←

2.5-40

サプレ ッシ ョン ・プー ル→※3

ＡＴ ＷＳ 緩 和設 備（ 代 替原 子 炉
再循 環ポ ン プト リッ プ 機能 ）から の自 動 停止 信号→←

残留熱 除去 系
海水系 ポン プ
Ｂ，Ｄ

残留熱 除去 系
ポンプ Ａ
※2 海へ

海

→
残留熱 除去 系
ポンプ Ｂ
海へ ※3

←

→

低圧炉 心ス プレ イ系ポ ンプ

低圧注 水系 ポン プＣ←
原子炉 隔離 時冷 却系ポ ンプ→
高圧炉 心ス プレ イ系ポ ンプ
復水貯 蔵タ ンク Ａ，Ｂ

第 2.5-1 図

原子炉停止機能喪失時の重大事故等対策の概略系統図（2／3）（高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔離時冷却系による原子炉注水，ほう酸注入系による原子炉停止並びに残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器除熱段階）

116

ほう酸水注入系タンク※1
ほう酸水注入系
ポンプＡ，Ｂター ビン へ
原子炉圧力容器

耐圧 強化
ベン ト系

残留熱除去系
海水系ポンプ
Ａ，Ｃ※1※4

ドラ イウ ェ ル

格納 容器 圧 力逃 がし 装 置※4→

再循 環ポ ン プＡ ，Ｂ※2→

2.5-41←→

サプ レッ シ ョン ・プ ー ル※3

ＡＴ ＷＳ 緩 和設 備（ 代 替原 子 炉
再循 環ポ ン プト リッ プ 機能 ）から の自 動 停止 信号→
残留熱除去系
海水系ポンプ
Ｂ，Ｄ←
残留 熱除 去 系
ポン プＡ
※2 海へ

海

→
残留 熱除 去 系
ポン プＢ
海へ ※3

←

→

低圧 炉心 ス プレ イ系 ポ ンプ

低圧 注水 系 ポン プＣ←
原子 炉隔 離 時冷 却系 ポ ンプ→
高圧 炉心 ス プレ イ系 ポ ンプ

復水 貯蔵 タ ンク

第 2.5-1 図

原子炉停止機能喪失時の重大事故等対策の概略系統図（3／3）（高圧炉心スプレイ系による原子炉注水及び残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器除熱段階）

117

凡

例
：操 作・ 確 認（ 運転 員 ）：解 析上 考 慮し ない 操 作：プ ラン ト 状態 （解 析 ）：重大 事 故等 対応 要 員（現 場 ）の作 業：判 断：運転 員 と重 大事 故 等対 応 要員（ 現 場）の共 同作 業(解 析上 の時 刻)(0秒)

主蒸気隔離弁誤閉止(約2秒)

原子炉圧力 7.39MPa[gage]到達

ＡＴＷＳ緩和設備（代替原子炉
再循環ポンプトリップ機能）による再循環ポンプトリップ ※ １

代替 制御 棒 挿入 機能（ ＡＲ Ｉ）によ る
制御 棒挿 入 ※ ３(約57秒)

格納 容器 圧 力13.7kPa[gage]到 達

主蒸 気隔 離 弁閉 止 ，逃 が し安 全弁 による 原子 炉 圧力 制御 及 び高 圧 炉心
スプ レイ 系 等の 自動 起 動の 確 認 ※ １ ３

原子炉停止機能喪失の確認 ※ ２ ， ３

可搬 型代 替 注水 大型
ポン プに よ る
水源 補給 操 作

自動減圧系等の作動阻止操作 ※ ４(約85秒)

サプレッション・プール水温度
49℃到達(約131秒 )復水 器ホ ッ トウ ェル 水 位
低下 によ る 給復 水系 停 止(約153秒 )原子 炉水 位 異常 低下 （ レベ ル ２）
到達

タン クロ ー リに よる
燃料 補給 操 作

使用 済燃 料 プー ル
冷却 操作

原子 炉隔 離 時冷 却系
自動 起動 の 確認 ※ １ ４ ， １ ５(約6分) ほう酸水注入系の起動操作 ※ ５ ， ６ ， ７(約17分) 残留 熱除 去 系（ サプ レ ッシ ョ ン・ プー
ル冷 却系 ） によ る格 納 容器 除 熱制御棒挿入機能の回復操作 ※ ８

原子 炉水 位 低下 によ る 原
子炉 出力 抑 制操 作 ※ ９

回復は解析上考慮しない

原子 炉水 位 低下 によ る
原子 炉出 力 抑制 操作 は
解析 上考 慮 しな い

(約28分)

サプ レッ シ ョン ・プ ー ル水 温 度
106℃到 達原子 炉隔 離 時冷 却系 の 停止 操 作 ※ １ ６

原子炉水位の調整操作 ※ １ ０

原子炉未臨界及びほう酸水注入系の全量注入完了確認 ※ １ １
ほう酸水注入系の停止操作※１ ：再 循 環ポ ンプ ト リッ プ によ る選 択 制御 棒挿 入 には 期待 し ない 。
原子炉水位を原子炉水位低（レベル３）から原子炉水位高（レベル８）の間に維持 ※ １ ２※２ ：代 替 制御 棒挿 入 機能 （ ＡＲ Ｉ），手 動ス クラ ム ボタ ン及 び 原子 炉 モー ドス イ ッチ 切換 え によ るス ク ラム 成 功は 解析 上 考慮 しな い 。
※３ ： 全 制御 棒 が全 挿 入 位置 又 は02ポ ジ ショ ン （ 最大 未 臨界 引 抜 位置 ） まで 挿 入 され た こ とが 確 認で き な い場 合 ，原 子 炉 スク ラ ム 失敗 と 判断す る。

高圧 炉心スプレイ系により原子炉水位を維持し，格納 容器は 残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による サプレッション・プール冷却を継続する。また，機能喪 失している設備の復旧に努め，制御棒の挿入機能 を復旧 し ，制御棒を挿入し，原子炉を減圧した後に残留 熱除去 系を原子炉停止時冷却モードに移行し冷温停止状
態と する。

※４ ： 自 動減 圧 系又 は 過 渡時 自 動減 圧 回 路に よ り 原子 炉 が自 動 減 圧さ れ 低圧 炉 心 スプ レ イ 系等 に より 多 量 の冷 水 が原 子 炉 に注 入 さ れる と ，炉心 に大 き な正 の反 応 度を 印 加す る恐 れ があ るこ と から ，原 子 炉停 止 機能 喪失 を 確認 した 場 合は ，自 動 減圧 系 等の 作動 を 阻止 する 。
※５ ： ほ う酸 水 注入 系 起 動操 作 は， 出 力 領域 計 装 指示 値 が10％ 以 上の 場 合で サ プ レッ シ ョ ン・ プ ール 水 温 度が 49℃に 近 接 して い る と判 断 した時 点で 速 やか に実 施 する 。
※６ ：中 央 制御 室に て ，警 報 ，機 器ラ ン プ表 示， ほ う酸 水貯 蔵 タン ク 水位 計の 指 示等 によ り 確認 する 。
※７ ：ほ う 酸水 注入 系 起動 操 作は ，以 下 によ り， 中 性子 束振 動 が発 生 した と判 断 した 場合 に おい ても 実 施す る 。
・ 複数 の平 均 出力 領 域計 装指 示 値が 2〜3秒 周期 で振 動 し， 最 大振 幅が 20％を 超え た 場合
又は・ 複数 の局 所 出力 領 域計 装指 示 値が 2〜3秒 周期 で振 動 し， 最 大振 幅が 10％を 超え た 場合
※８ ：制 御 棒挿 入機 能 の回 復 操作 とし て 以下 の操 作 を実 施す る 。
・ 中央 制御 室 での ス クラ ム・ パ イロ ット 弁 継電 器用 ヒ ュー ズ 引き 抜き 操 作・ 現場 での 計 器用 空 気系 の排 気 操作
・現 場で の スク ラム 個 別ス イ ッチ の操 作
・中 央制 御 室か らの 手 動操 作 によ る制 御 棒挿 入・現 場で の 制御 棒駆 動 水圧 系 引抜 配管 ベ ント 系か ら の排 水
※９ ：原 子 炉停 止機 能 喪失 時 は， 運転 手 順に 従い 原 子炉 水位 を 低下 さ せる こと で 原子 炉出 力 を抑 制す る が， 解 析上 考慮 し ない 。
※１ ０： ほ う酸 水注 入 系の 全 量注 入完 了 確認 まで は ，原 子炉 水 位を 原 子炉 水位 異 常低 下（ レ ベル １） 設 定点 以 上に 維持 す る。
※１ １：ほう 酸水 注 入系 の 全量 注入 完 了 は注 入開 始 から 約125分 以 内と なる 設 計で ある。全 量注 入を 確 認し た 後に ほう 酸 水 注入 系の 停 止操 作
を実 施す る 。
※１ ２： ほ う酸 水注 入 系の 全 量注 入完 了 後は ，原 子 炉水 位を 原 子炉 水 位低 （レ ベ ル３ ）か ら 原子 炉水 位 高（ レ ベル ８） の 間に 維持 す る。
※１ ３：中央 制御 室 にて，機 器ラ ンプ 表 示，警 報，ポン プ 吐出 圧力 計 指示 等に て 確認 する 。 原子 炉が 高 圧状 態の た め，低 圧炉 心ス プ レイ 系
及び 残留 熱 除去 系（ 低 圧注 水 系） の注 入 弁は 開放 せ ずミ ニフ ロ ー運 転 とな る。
※１ ４ ： 高圧 炉 心ス プ レ イ系 及 び原 子 炉 隔離 時 冷 却系 に より 原 子 炉注 水 を継 続 す るが ， 原 子炉 出 力が 高 い ため 原 子炉 水 位 を原 子 炉 水位 異 常低下 （ レ ベル １ ） 以上 に 維持 す る こと が でき な い 。こ の た め， 原 子炉 水 位 計（ 燃 料域 ） に より 燃 料 有効 長 頂部 以 上 に維 持 され て い
るこ とを 確 認す る。
※１ ５ ： ドラ イ ウェ ル 圧 力高 信 号及 び 原 子炉 水 位 異常 低 下（ レ ベ ル１ ） 信号 が 検 出さ れ た 時点 で 自動 減 圧 系の 作 動タ イ マ ーが 動 作 した こ とを知 ら せ る警 報 ， 原子 炉 水位 異 常 低下 （ レベ ル １ ）信 号 が 検出 さ れた 時 点 で過 渡 時自 動 減 圧回 路 の 作動 タ イマ ー が 動作 し たこ と を
知ら せ る 警報 が 発 報す る 。自 動 減 圧系 は120秒 後 ， 過渡 時 自 動減 圧 回路 は 600秒 後に 低圧 炉 心 スプ レ イ 系又 は 残留 熱 除 去系 （ 低圧 注
水系 ） の 吐出 圧 力 信号 確 立に よ り ，逃 が し安 全 弁 （自 動 減 圧系 ） を自 動 で 開放 す るが ， 原 子炉 停 止 機能 喪 失時 は 自 動減 圧 系等 の 作
動阻 止操 作 を実 施す る 。
※１ ６： 原 子炉 隔離 時 冷却 系 は， 水源 で ある サプ レ ッシ ョン ・ プー ル 水温 度が 106℃に 近接 し てい ると 判 断し た 時点 で停 止 する 。
原 子 炉 隔離 時 冷 却 系 の 停 止 後は ， 高 圧 炉 心 ス プ レイ 系 の 原 子 炉 注 水 によ り 原 子 炉 水 位 が 燃料 有 効 長 頂 部 以 上 に維 持 さ れ て い る ことを確 認す る 。

第 2.5-2 図

原子炉停止機能喪失の対応手順の概要

コメント No.147-19,20,23,25,29,
148-01,17 に対する回答

118

2.5-42

原子炉停止機能喪失

経過時間（分）
5

10

15

20

30

40

50

60

備考

事象発生
原子炉自動スクラム信号発信実施箇所・必要要員数

約 57 秒【 】は他作業後移動してきた要員

ドライウェル圧力高(13.7kPa[gage]設定点)到達

約 1.4 分サプレッション・プール水温 49℃到達
操作項目

約 2.2 分操作の内容

復水器ホットウェル水位低下による電動給水ポンプ停止

約 2.6 分原子炉水位異常低下（レベル２）到達
責任者

発電長

１人

中央監視
運転操作指揮

補佐

副発電長

1人

運転操作指揮補佐

通報連絡者

災害対策要員2人

災害対策本部連絡
発電所外部連絡運転員(中央制御室)運転員（現場）

約 5.9 分 原子炉水位異常低下（レベル１）設定点到達＋120 秒
6 分 ほう酸水注入系起動
9.5 分 炉心部へのほう酸注入開始

17 分 残留熱除去系（2 系列）による格納容器除熱開始

重大事故等対応要員（現場）

約 28 分 サプレッション・プール水温度 106℃到達

手動スクラムボタン及び原子炉モードス
イッチ切換えによるスクラム成功は解析上考慮しないが，原子炉停止機能喪失の確認の運転員等操作時間（3 分）ではこれらの操作時間も考慮して設定している。

●原子炉自動スクラム失敗の操作
1人
A●手動スクラムボタンによる手動スクラム操作−

3分−●原子炉モードスイッチ「SHUT DOWN」への切替え操作●再循環ポンプトリップの確認●タービン停止の確認

原子炉停止機能喪失の確認及び
状況判断●タービン駆動給水ポンプトリップ及び電動駆動給水ポンプ
自動起動の確認
1人
B−−●電動駆動給水ポンプトリップの確認

10 分●非常用炉心冷却系及び非常用ディーゼル発電機等の自動起動の確認●主蒸気隔離弁の閉止及び逃がし安全弁（逃がし弁機能）による原子炉圧力制御の確認●原子炉隔離時冷却系の自動起動の確認

自動減圧系等の作動阻止操作

【1人】
A

−

−

ほう酸水注入系
の起動操作

【1人】
A

−

−

原子炉水位低下による原子炉出
力抑制操作

−

−

−

●原子炉水位低下操作による原子出力抑制

−

−

−

●代替制御棒挿入回路起動●制御棒手動挿入操作

−

−

−

●現場移動
●スクラムパイロット電磁弁の電源切操作

【1人】
B

−

−

制御棒手動挿入機能の回復操作
残留熱除去系による格納容器（サプレッション・プール冷却系）除熱操作原子炉水位調整操作
使用済燃料プールの冷却操作
可搬型代替注水大型ポンプによる水源補給操作
タンクローリによる燃料補給操作
必要要員合計1分●自動減圧系／過渡時自動減圧回路の作動阻止操作

2分●ほう酸水注入系起動操作

ほう酸水全量注入完了までは適宜状態監視し，全量注入完了を確認した後にほう酸水注入系を停止●ほう酸水注入系の注入状態監視

対応可能な要員にて実施
解析上考慮しない

対応可能な要員にて実施
解析上考慮しない●低圧注水モードからサプレッション・プール冷却モードへの切替え操作（2 系列）

6分
適宜実施

●サプレッション・プール冷却状況監視

【1人】
A

−

−

●原子炉隔離時冷却系による原子炉注水監視●原子炉隔離時冷却系の停止操作

【1人】
A

−

−

●高圧炉心スプレイ系による原子炉注水監視●高圧炉心スプレイ系 流量調整

−

−

−

●使用済燃料プールの冷却操作

適宜実施
サプレッション・プール水温度が 106℃に近接した時点で原子炉隔離時冷却系を停止
適宜実施
ほう酸水全量注入完了までは原子炉水位を原子炉水位異常低下（レベル１）設定点以上に維持し,全量注入完了後は原子炉水位を原子炉水位低（レベル３）から原子炉水位高（レベル８）の間に維持対応可能な要員にて実施●可搬型代替注水大型ポンプの移動，ホース敷設等
−

−

−

−

−

−

2人
A,B

0人

0人

対応可能な要員にて実施する●ポンプ起動及び水源補給操作●可搬型設備用軽油タンクからタンクローリへの補給対応可能な要員にて実施する●可搬型代替注水大型ポンプへの給油

コメント No.147-27 に対する回答

第 2.5-3 図

原子炉停止機能喪失時の作業と所要時間

2.5-43119コメント No.181-04 に対する回答
主蒸 気隔離 弁閉止 によ る圧力上 昇 で ボ イ ド が急減すること伴う出力上昇（中性子束最大値 560％）
1.中性子束（％）
2.平均表面熱流速（％）
3.炉心流量（％）
炉心流量減少に伴うボイド急増により出力低下
水位低下による炉心流量の自然循環力低下により
炉心流量及び中性子束（原子炉出力）が低下

逃がし安全弁（逃がし弁機能）の開閉による圧力変化の影響で出力が変動

ＡＴＷ Ｓ 緩和 設備（代替 再循環 ポン プ
トリッ プ 機能 ）の作動に より炉 心流 量は減少し，自然循環状態に移行

事故後の時間(s)第 2.5-4 図

中性子束，平均表面熱流束及び炉心流量の推移（短期）

原子炉圧力の変 動に伴 い開 放す る
逃がし安全弁（ 逃がし 弁機 能） の数が変動するこ とで蒸 気流 量も 変動する

1. 原子炉蒸気流量（％）
2. 給水流量（％）

主蒸気隔離弁閉止による蒸気流量の急減

逃がし安全弁（逃がし弁機能）の開閉に伴う給水流量の変動

主蒸気隔離弁閉止によりタービン駆動給水ポ
ンプはトリップするが，電動駆動給水ポンプが自動起動して給水が継続

第 2.5-5 図

事故後の時間(s)主復水器の水位低下により電動駆動給水ポンプがトリップ

原子炉蒸気流量及び給水流量の推移（短期）2.5-44120

1. 原子炉隔離時冷却系（％）
2. 高圧炉心スプレイ系（％）※

格納容器圧力高により高圧炉心スプレイ系が自動起動

原子炉水位異常低下（レベル２）にて原子炉隔離時冷却系が自動起動

事故後の時間(s)第 2.5-6 図

原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系の流量の推移（短期）

最大値：8.19MPa［gage］

1. 原子炉圧力変化（×0.01MPa）
2. 原子炉水位（シュラウド外水位）変化（×5cm）
3. 逃がし安全弁流量（％）

出力低下により発生蒸気が減少し，圧力も低下

逃がし安全弁（逃がし弁機能）の開閉により圧力が変動

主蒸気隔離弁
閉止により圧力上昇

タービン駆動給水
ポンプトリップにより水位減少※：100％は定格給水流量（6,420t／h）を示す。

タービン駆動給水ポンプトリップによるボイド発生により一時的に水位上昇

主復水器の水位低下により電動駆動給水ポンプがトリップし，水位低下

事故後の時間(s)第 2.5-7 図

原子炉圧力，原子炉水位（シュラウド外水位）及び逃がし安全弁の流量の推移（短期）2.5-45121

1. 炉心平均ボイド率（％）

逃がし安全弁（逃がし弁機能）の開閉による圧力変化の影響でボイド率が変動

事故後の時間(s)第 2.5-8 図

炉心平均ボイド率の推移（短期）2.5-46

122

1400

1200

主蒸気隔離弁の閉止に伴う出力上昇による沸騰遷移に
より燃料被覆管の最高温度は上昇し，代替再循環ポンプ
トリップによる出力低下によってリウェットすること
で燃料被覆管の最高温度は低下する

燃
燃料被覆管温度

料

1000

被
覆

800

電動駆動給水ポンプトリップによる原子炉水位低下後，逃がし安全
弁（逃がし弁機能）の開閉により沸騰遷移とリウェットを繰り返す

管
(℃)
温

600

度

400

（℃）

200

0
0

100

200

300

事故後の時間(s)第 2.5-9 図

燃料被覆管温度（燃料被覆管最高温度発生位置）の推移（短期）1. 燃料被覆管温度（第 1 スペーサ）（℃）
2. 燃料被覆管温度（第 2 スペーサ）（℃）
3. 燃料被覆管温度（第 3 スペーサ）（℃）
4. 燃料被覆管温度（第 4 スペーサ）（℃）

第 1 スペ ー サ

第 2 スペ ー サ

燃料被覆 管温度

燃料被覆管の最高温度：約 872℃
第 3 スペ ー サ

第 4 スペ ー サ

第 5 スペ ー サ※(℃)
第 6 スペ ー サ

第 7 スペ ー サ

ス ペ ー サ 位 置 と ノ ー ドの関係（● が各 ノ ード を示 す。）

事故後の時間(s)第 2.5-10 図※第 5 ス ペ ーサ 位置 で は
沸騰 遷移 は 発生 していな い。

燃料被覆管温度（沸騰遷移発生位置）の推移（短期）※ 燃料被覆管については，外面より内面の方が高い温度となるものの，今回の評価が燃料の著しい損傷の有無（重大事故防止）を確認していることに鑑み，燃料が露出し燃料温度が上昇した場合に，酸化の有無によって破損が先行すると考えられる燃料被覆管表面で，最高温度を評価している。

2.5-47123

1.0E+07

電動駆動給水ポンプトリップによる原子炉水位低下後，逃がし安全
弁（逃がし弁機能）の開閉により沸騰遷移とリウェットを繰り返す

1.0E+06
熱伝達係数（W/(m２・K））

熱伝達係数

1.0E+05

1.0E+04(W/(m2・K))
1.0E+03
主蒸 気隔離 弁の閉止に 伴 う 出 力 上 昇 に よ る 沸 騰
遷移 により 熱伝達係数 は 低 下 し ， 代 替 再 循 環 ポ
ンプ トリッ プによる出 力 低 下 に よ っ て リ ウ ェ ットすることで熱伝達係数は上昇する

1.0E+02

1.0E+01

1.0E+00
0

100

200

300

事 事故後の時間(s)故 後 の 時 間（ｓ）

第 2.5-11 図

熱伝達係数（燃料被覆管最高温度発生位置）の推移（短期）1.2
1.
1. クオリティ（燃料被覆管の最高温度の発生位置）
クオリティ（第 4 スペーサ）
2. 限界クオリティ
電動駆動給水ポンプトリ ップに よる 原子炉水位低下後，逃がし安全弁 （逃が し弁 機能）の開閉により沸騰遷移とリウェットを繰り返す

1.0

クオリティ
(-)

0.8

0.6

2

0.4

1

0.2

0.0
0

100

200

300

事故後の時間(s)第 2.5-12 図クオリティ（燃料被覆管最高温度発生位置）の推移（短期）2.5-48124

主蒸気隔離弁閉止により原子炉圧力上昇してボイドが急減すること伴い出力が上昇し，再循環ポンプトリップにより炉心流量が低下してボイドが急増することで出力が低下

1. 中性子束（％）

主蒸 気隔離 弁 の 閉 止 に よ る 給 水 加 熱喪失によって出力が上昇
ほう酸水注入系によるほう酸
水の注入により負の反応度が印加されることで出力が低下

炉心 流 量 減 少 に
より出力低下

事故後の時間(m)

第 2.5-13 図

中性子束の推移（長期）1. 炉心流量（％）

高圧炉心スプレイ系の間欠運転による原子炉
水位低下維持操作により流量が減少事故後の時間(m)

第 2.5-14 図

炉心流量の推移（長期）2.5-49125

1. 原子炉蒸気流量（％）
2. 給水流量（％）
逃がし安全弁（逃がし弁機能）の開放により蒸気流量が増加

逃がし安全弁（逃がし弁機能）の開閉により蒸気流量が変動タービン駆動給水ポンプのトリップによる給水流量の減少
電動駆動給水ポンプの起動による給水流量の増加
電動駆動給水ポンプのトリップにより給水流量が減少 ※事故後の時間(m)

第 2.5-15 図※：復水器ホットウェル水位低低信号を受けて停止する。実機でも数秒の時間遅れしかないことを踏まえ，今回の評価では，低圧
復水ポンプ，高圧復水ポンプ及び電動給水ポンプの停止を同時刻としている。

原子炉蒸気流量及び給水流量の推移（長期）1. 原子炉隔離時冷却系流量（％）
2. 高圧炉心スプレイ系流量（％）※

サプレッション・プール水温上昇により原子炉隔離時冷却系停止
格納容器圧力高により高圧炉心スプレイ系が自動起動

原子炉水位異常低下（レベル２）にて原子炉隔離時冷却系が自動起動

事故後の時間(m)

第 2.5-16 図

高圧炉心スプレイ系の間欠運転による原子炉
水位低下維持操作※：100％は定格給水流量（6,420t／h）を示す。

原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系の流量の推移

2.5-50126主蒸気隔離弁閉止による圧力の低下

1. 原子炉圧力変化（×0.01MPa）
2. 原子炉水位（シュラウド外水位）変化（×5cm）

逃がし安全弁（逃がし弁機能）の開閉による蒸気流量の変動

事故後の時間(m)

第 2.5-17 図

原子炉圧力及び原子炉水位の推移（長期）蒸気流量の増加による
原子炉水位の低下

1. 原子炉水位（シュラウド外水位）変化（×5cm）

出 力低下及 び非 常 用 炉 心 冷 却 系 の 起 動 に よ る
原子炉水位回復
給水の停止による原子炉水位の低下

サプレッション・プール水温上昇
により原子炉隔離時冷却系停止

高圧炉心スプレイ系の間欠運転による原子炉
水位低下維持操作
ほう酸 水注入 系の 起動に よる
反応度 抑制効 果を 受けた 原子炉水位の回復事故後の時間(m)

第 2.5-18 図

原子炉水位（シュラウド外水位）の推移（長期）2.5-51

127

逃がし安全弁（逃がし弁機能）の開放によるサプレッション・プー
ルへの蒸気流出により，サプレッ
ション・プール水温度及び格納容
器圧力が上昇1. サプレッション・プール水温度（℃）
2. サプレッション・プール圧力（×0.005MPa[gage]）

最大値：約 115℃

電動駆動給水ポンプの停止による原子炉水位の低下を受けた蒸気流量の減少により，サプレッション・プール
水温度及び格納容器圧力の上昇率が緩和

ほう 酸水 注入 系に よ る
ほう 酸水 の注 入に よ り
出力 が低 下し ，蒸 気 流
量が 減少 する こと に よりサ プレ ッシ ョン ・ プ
ール 水温 度及 び格 納 容
器圧力が低下

最大値：約 0.20MPa［gage］

事故後の時間(m)

第 2.5-19 図

サプレッション・プール水温度及び格納容器圧力の推移（長期）2.5-52128

添付資料 2.5.1
プラント動特性評価における評価対象炉心の選定について

原子炉圧力の上昇等によって炉心のボイド率が低下した場合，動的ボイド係数の絶対値が大きいほど，炉心に印加される正の反応度が大きくなり，原子炉出力の増加量が大きくなる。よって，プラント動特性評価では，動的ボイド係数が重要なパラメータとなる。
動 的 ボ イ ド 係 数 は ，減 速 材 ボ イ ド 係 数 を 遅 発 中 性 子 発 生 割 合（ β 値 ）で除した値であり，一般にサイクル末期の方が絶対値が大きい。サイクル初期とサイクル末期の遅発中性子発生割合（β値）を第 1 表に，今回の評価におけるボイド率の推移を第１図に，減速材ボイド係数を
第 2 図に，動的ボイド係数を第 3 図に示す。今回の評価ではボイド率
が 40％ か ら 60％ 程 度 で 推 移 す る こ と か ら ，第 3 図 に 示 す と お り ，動 的ボイド係数はサイクル末期の方が絶対値が大きくなり，ボイド効果に
より炉心に印加される正の反応度が大きくなる。
よって，プラント動特性評価における評価対象炉心として平衡炉心のサイクル末期を選定した。

添付 2.5.1-1

129

第 1表

サ イ ク ル 初 期 と サ イ ク ル 末 期 の 遅 発 中 性 子 発 生 割 合（ β 値 ）遅発中性子発生割合（β値）

平衡炉心サイクル初期

平衡炉心サイクル末期

0. 00 6 0

0 .0 05 3

1. 炉 心 平 均 ボ イ ド 率 （ ％ ）事 故 後 の 時 間 (s )第 1図ベースケースにおける炉心平均ボイド率の推移

添付 2.5.1-2

130添付 2.5.1-3
第2図

減速材ボイド係数（９×９燃料（Ａ型）取替炉心） 第 3 図

動的ボイド係数（９×９燃料（Ａ型）取替炉心）131

添付資料 2.5.2
コ メ ン ト No.163-47,48,51,274-05 に 対 す る 回 答

自動減圧系の自動起動阻止操作の考慮について

自動減圧系は，中小破断ＬＯＣＡ時に高圧炉心スプレイ系等の機能が十分に発揮されずに原子炉水位を維持することができない場合に自動作動し，原子炉を減圧することで低圧炉心スプレイ系等による原子炉注水をうながし，原子炉水位を維持するための系統である。自動減圧 系 は ， ド ラ イ ウ ェ ル 圧 力 高 （ 13.7kPa［ gage］） 信 号 及 び 原 子 炉 水 位
異 常 低 下（ レ ベ ル １ ）信 号 に よ り 自 動 作 動 信 号 が 発 信 さ れ ，120 秒 の 時
間遅れの後，低圧炉心スプレイ系ポンプ又は低圧注水系ポンプの吐出圧 力 が 確 立 し て い る 場 合 に ，逃 が し 安 全 弁（ 自 動 減 圧 機 能 ）7 弁 を 開 放する。
原子炉停止機能喪失時に自動減圧系により原子炉が自動減圧し，これに伴い低圧炉心スプレイ系等により炉心に大量の低温水が注入されると，ボイド効果等により炉心に正の反応度が投入されることで，急激な原子炉出力上昇をもたらすこととなる。
このため，運転手順において原子炉停止機能喪失時には自動減圧系の作動を阻止することを明確にしており，また，作動阻止用の操作ス
イ ッ チ を 設 け る と と も に ，継 続 的 な 訓 練 を 実 施 し て い る 。こ の よ う に ，原子炉スクラムに失敗した場合は，スクラムに成功した場合の初期対応と大きく異なることから，原子炉停止機能喪失の有効性評価では，10 分 の 状 況 判 断 時 間 を 考 慮 せ ず に ， 原 子 炉 停 止 機 能 喪 失 の 確 認 及 び 自
動 減 圧 系 等 の 作 動 阻 止 に 要 す る 時 間 を 考 慮 し て ，4 分 後 に 自 動 減 圧 系 の自動起動阻止操作が完了する設定としている。

添付 2.5.2-1

132添付資料 2.5.3
安定状態について（原子炉停止機能喪失）

原子炉停止機能喪失時の安定状態については，以下のとおり。
原子炉安定停止状態：事象発生後，設計基準事故対処設備又は重大事故等対処
設備 を用 い た 炉 心 冷 却 が 維持 可 能で あ り ，ま た ，冷却 のため の設 備 が そ の 後 も 機 能維 持 でき ，か つ ，必 要な 要 員の不足や資源の枯渇等のあらかじめ想定される事象悪化のおそれがない場合に安定停止状態が確立されたものとする。
格納容器安定状態 ：炉心冷却が維持された後に，設計基準事故対処設備又は重大事故等対処設備を用いた格納容器除熱により格納
容器圧力及び温度が安定又は低下傾向に転じ，また，格納容器除熱のための設備がその後も機能維持でき，かつ，必要な要員の不足や資源の枯渇等のあらかじめ想定される事象悪化のおそれがない場合に安定状態が確立されたものとする。
【安定状態の確立について】
原子炉安定停止状態の確立について
ほう酸水注入系を用いた炉心へのほう酸水注入により中性子束は徐々に低下
し未臨界が達成され，高圧炉心スプレイ系を用いた原子炉注水を継続すること
で炉心の冷却は維持され，原子炉安定停止状態が確立される。
格納容器安定状態の確立について
炉 心 冷 却 を 継 続 し ，事 象 発 生 の 約 17 分 後 か ら 残 留 熱 除 去 系 に よ る 格 納 容 器 除熱を実施する。原子炉出力が維持されている期間は，格納容器圧力及びサプレッション・プール水温度は緩やかに上昇を継続するが，ほう酸水注入系により
未 臨 界 が 達 成 さ れ る と 低 下 傾 向 と な り ， 格 納 容 器 雰 囲 気 温 度 は 1 50℃ を 下 回 るとともに，低圧注水継続のための逃がし安全弁の機能維持が確認されている
126℃ を 上 回 る こ と は な く ， 格 納 容 器 安 定 状 態 が 確 立 さ れ る 。
また，重大事故等対策時に必要な要員は確保可能であり，必要な水源，燃料及び電源を供給可能である。
【安定状態の維持について】
上記の炉心損傷防止対策を継続することにより安定状態を維持できる。
また，残留熱除去系の機能を維持し除熱を継続することで，安定状態の維持が可能となる。制御棒挿入機能の復旧後は，制御棒を挿入することで，ほう酸水による未臨界維持に代わる未臨界の維持が可能となる。
（ 添 付 資 料 2.1.1 別 紙 1）

添付 2.5.3-1

133コメント No.148-21,265-06,07,08 に対する回答

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価について（原子炉停止機能喪失）

第 1-1 表分類

解析コードにおける重要現象の不確かさが運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（ＲＥＤＹ）（1／2）

重要 現象

解析モデル

不確 かさ
反応 度フ ィ ー ド バ ッ ク 効 果 の 不 確 か さ に 含 ま れる
動的ボイド 係数 ：〜動的ドップ ラ係 数：〜
高温停止に 必要 なボ ロン 反 応度 ：−3％Δk

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

評価 項目 と なる パラ メー タ に与 える 影 響

炉心添付 2.5.4-1

原子炉圧力容器「反 応度 フ ィー ドバ ック 効 果」 にて 確 認 する 。

「反 応度 フ ィー ドバ ック 効 果」 にて 確 認 する 。

「解 析 条件 を最 確 条件 と した 場合 の 運転 員等 操 作時 間及 び 評価 項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 する 。
反応 度 モデ ル（ ボ ロン ） の不 確か さ は， ほう 酸 水注 入開 始 後の 挙動に 影 響を 与え る もの で あり ，ほ う 酸水 注入 開 始後 にサ プ レッ ション ・ プー ル水 温 度を 起 点と する 運 転員 等操 作 はな いこ と から ，
運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響 はな い 。

「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 する 。
高温 停止 に 必要 なボ ロン 反 応度 を‐ 3％ Δ k とし た場 合に は ，サ プ
レッ ショ ン・プー ル水 温 度が 7℃上 昇 し，格納 容器 圧 力が 0.04MPa
上昇することを感度解析により確認している。有効性評価解析に
おけ るサ プ レッ ショ ン・プー ル 水温 度の 最大 値は 115℃ ，格 納 容器
圧力 の最 大 値は 0.20MPa[gage]で あり ，評 価項 目に 対 して 十分 な余裕があることから，その影響は非常に小さい。（重大事故等対策の有 効性 評 価に 係る シビ ア アク シデ ン ト 解析 コー ド につ いて（ 第 3部 REDY））
崩 壊 熱 曲 線 を 初 期 状 態 に お い て ＋ 1％ ／ 2％ と し た 場 合 で も 評 価項目となるパラメータに影響を与えないことを感度解析により確認している。（重大事故等対策の有効性評価に係るシビアアクシ
デン ト解 析 コー ドに つい て （第 3 部 REDY））
ボイド率補正率を補正無しとした場合には，評価項目となるパラメータに対する余裕が大きくなることを感度解析により確認している 。
ボイド率補正率を最大補正二次関数とした場合には，サプレッション・プ ール 水温 度が 2℃ 上昇 し，格 納容 器圧 力が 0.01MPa 上 昇することを感度解析により確認している。有効性評価解析における
サプ レッ シ ョン・プ ール 水温 度 の最 大値 は 115℃，格納 容器 圧 力の最大 値は 0.20MPa[gage]で あ り，評 価 項目 に対 して 十 分な 余裕 があることから，その影響は非常に小さい。（重大事故等対策の有効性評価に係るシビアアクシデント解析コードについて（第 3 部
REDY））
再 循 環 ポ ン プ 慣 性 時 定 数 を ＋ 10％ ／ − 10％ と し た 場 合 に は ， 評 価項目となるパラメータに対する余裕が大きくなるか又は影響を与えないことを感度解析にて確認している。（重大事故等対策の有効性 評価 に 係る シビ アア ク シデ ント 解 析 コー ドに つ いて （第 3 部
REDY））

核特性モデル

反応度フィード
バッ ク効 果反応度モデル（ボイド・ドップラ）
反応度モデル（ボロン）

崩壊 熱

崩壊熱モデル

非常 用炉 心 冷 却 系 の 性 能 評 価 に お い て 使 用 が 認められてい る崩 壊熱 曲線 に 対し て ，1 秒 後 の時 点
で＋0.8％／ −0.1％ の不 確 かさ を有 す る

原子 炉 停止 機能 喪 失に よ り高 出力 状 態が 維持 さ れる こと か ら， 崩壊熱 モ デル の不 確 かさ に より 事象 進 展に 与え る 影響 は小 さ く， 運
転員 操作 時 間等 に与 える 影 響は 小さ い 。

沸騰・ボ イド率変化

炉心ボイドモデル

炉心 ボイ ド マ ッ プ 確 認 試 験 に よ り ， 炉 心 ボ イ ド
モデ ルに お い て 使 用 す る ボ イ ド 率 補 正 率 に 対 して，以下の 不確 かさ を有 す る
補正無し／ 最大 補正 二次 関 数

炉心 ボ イド モデ ル 等の 影 響は ，原 子 炉出 力変 化 に影 響を 及 ぼし ，
燃料 被 覆管 温度 ， サプ レ ッシ ョン ・ プー ル水 温 度や 水位 変 化に 影
響す る と考 えら れ る。 し かし なが ら ，そ の影 響 は小 さく ， 運転 員
等操 作時 間 に与 える 影響 は 小さ い。

冷却材流量変化（コーストダウン特 性）

再循環モデル

再循環ポン プ慣 性時 定数：＋10％ ／ −10％

再循 環 ポン プ慣 性 時定 数 の影 響は ， 再循 環ポ ン プト リッ プ 時の 炉心流 量 ，原 子炉 出 力変 化 に影 響す る が， 事象 発 生初 期の 短 時間 の影響 で あり ，事 象 進展 に 与え る影 響 は小 さく ， 運転 員等 操 作時 間に与 える 影 響は 小さ い。

冷却材流量変化（自 然循 環流量）

再循環モデル

モデルの仮 定に 含ま れる

自然 循環 状 態は ，シ ュラ ウ ド内 外の 位 置 ヘッ ド差（ マス バラ ンス ）が支 配 的で あり ， 炉内 ボ イド によ る 摩擦 圧損 等 の炉 心流 量 への 影
響は 小 さい こと 及 び実 機 試験 での 挙 動を 概ね 再 現で きる こ とを 確認し て いる こと か ら， 事 象進 展に 与 える 影響 は 小さ く， 運 転員 等
操作 時間 に 与え る影 響は 小 さい 。

自然 循環 状 態は，シュ ラ ウド 内外 の 位置 ヘッ ド差（マ スバ ラン ス）が支配的であり，炉内ボイドによる摩擦圧損等の炉心流量への影
響は小さいこと及び実機試験での挙動を概ね再現できることを確認していることから，事象進展に与える影響は小さく，評価項目とな るパ ラ メー タに 与え る 影響 は小 さ い 。

134

添付資料 2.5.4

核分 裂出 力

第 1−1 表
分類

解析コードにおける重要現象の不確かさが運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（ＲＥＤＹ）（2／2）

重要 現象

解析モデル

不確 かさ

冷却 材放 出（臨界流・ 差圧 流）逃がし安全弁モ
デル

逃がし弁流 量： ＋16.6％

ＥＣ ＣＳ 注水（給水系・代 替注水含む）

給水系モデル給水エンタ ルピ
(1)給水温度（ 主 蒸気 流量 零で ）：−60kJ／kg（ −14℃）(2)遅れ時間 ：＋ 50 秒

原子炉圧力容器

添付 2.5.4-2

高圧炉心注 水系 流量：実力値 （137％ ）サプレッション・プール水の初期エ
ンタルピ：設計仕様の常用温度下限（−
104kJ／kg（ −25℃ ））格納容器

ほう 酸水 の拡散

ほう酸水拡散モ
デル

保守的な混 合特 性を 設定

サ プ レ ッ シ ョン・ プー ル冷却

格納容器モデル

保守的モデ ルに 含ま れる

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

評価 項目 と なる パラ メー タ に与 える 影 響

逃がし安全弁流量が大きくなった場合，原子炉水位の低下やサプレッショ
ン・プー ル水 温 度の 上昇 が 早く なる こと が考 えら れ るが ，感 度解 析 結果 より評価項目となるパラメータに与える影響が小さいことを確認している。また，実機 試験 で の挙 動を 概 ね再 現で きる こと を確 認 して いる こと か ら，事象
進展 に与 え る影 響は 小さ く ，運 転員 等操 作時 間に 与 える 影響 は小 さ い。（重大事故等対策の有効性評価に係るシビアアクシデント解析コードについて（第 3 部 Ｒ ＥＤ Ｙ ））給水 エン タ ルピ が低 下し た 場合 には ，炉 心入 口サ ブ クー ルが 低下 す るこ とで
原子 炉出 力 が上 昇し ，ま た，給 水エ ンタ ルピ の低 下 が遅 れた 場合 に は，炉心入口サブクールの低下が遅くなることで原子炉出力の上昇が遅くなることが考 えら れ るが，感 度解 析結 果 によ り評 価項 目と な るパ ラメ ータ 対 する 余裕が大 きく な るか 又は その 影 響が 小さ い こ とを 確認 し てい る。また ，解 析 コー
ドは 実機 試 験デ ータ と比 較 し給 水エ ン タ ルピ を多 少 小さ めに 評価 し，全 体的に良 く一 致 する こと を確 認 して いる こ と から ，事 象進 展に 与 える 影響 は 小さ
く，運転 員等 操 作時 間に 与 える 影響 は小 さい 。（ 重大 事 故等 対策 の有 効 性評
価に 係る シ ビア アク シデ ン ト解 析コ ー ド につ いて （第 3 部 ＲＥ ＤＹ ））高圧 炉心 ス プレ イ系 の流 量 が増 加し た 場 合，原子 炉水 位が 高 めに 維持 さ れること で，原子 炉 出力 は高 め とな るこ とが 考え られ る が，感度 解析 結 果に より
評価項目となるパラメータに与える影響が小さいことを確認している。また，原子 炉へ 注 水す る場 合 の影 響と して は，ＥＣ ＣＳ 注 水も 給水 系 によ る注
水も 同等 と 考え られ ，解 析 コー ドは ，給 水ポ ンプ が トリ ップ した 場 合や 給水
流量が増減した場合の実機試験の挙動を良く模擬できることを確認しているこ とか ら，事 象進 展に 与 える 影響 は小 さく ，運 転員 等 操作 時間 に 与え る影
響は 小さ い。（重 大 事ｓ 故等 対 策の 有効 性評 価に 係 るシ ビア アク シ デン ト解析コ ード に つい て（ 第 3 部 ＲＥ Ｄ Ｙ） ）サプ レッ シ ョン・プ ール 水 の初 期エ ンタ ルピ が低 下 した 場合 ，サ プ レッ ショ
ン・プー ル水 源を 用 いて ＥＣ Ｃ Ｓ注 水を 実施 する 際 の炉 心入 口サ ブ クー ルが低下 する こ とで 原子 炉出 力 が上 昇す る こ とが 考え ら れる が，感度 解析 結 果により評価項目となるパラメータ対する余裕が大きくなるか又は影響がない
こと を確 認 して おり ，事 象 進展 に与 える 影響 は小 さ く，運転 員等 操 作時 間に与え る影 響 は小 さい 。（ 重大 事 故等 対策 の有 効性 評 価に 係る シビ ア アク シデ
ント 解析 コ ード につ いて （第 3 部 ＲＥ Ｄ Ｙ） ）解析 コー ド は保 守的 な混 合 特性 を用 い る ため ，実 際の 炉心 内 にお ける ほ う酸
水の 拡散 は 早く なり ，ボ ロン 反 応度 の印 加が 早く な るこ とで 未臨 界 達成 の時
間が 早く な り，格納 容器 圧 力及 びサ プレ ッシ ョン・プ ー ル水 温度 の 上昇 は抑制さ れる 。こ の ため ，実 際の 格 納容 器圧 力及 びサ プ レッ ショ ン・プ ール 水温
度は 低く な るが，ほ う酸 水注 入 開始 後に これ らの パ ラメ ータ を起 点 とす る運
転員 等操 作 はな いこ とか ら ，運 転員 等 操 作時 間に 与 える 影響 はな い 。

逃 が し 弁 流 量 を ＋ 16.6％ と し た 場 合 に は ， 評 価 項 目 と な る パ ラ メータに対する余裕が大きくなるか又は影響を与えないことを感度解析にて確認している。（重大事故等対策の有効性評価に係るシ
ビア アク シ デン ト解 析コ ー ドに つい て （ 第 3 部 REDY））

解析 コー ド は，単純 な計 算 で保 守性 を確 保し てい る ため ，不 確か さ 要因 としては 考慮 し ない 。

給 水 エ ン タ ル ピ に つ い て 給 水 温 度 を − 60kJ／ kg（ − 14℃ ） ， 遅 れ
時間 を＋ 50 秒 とし た場 合 には ，評 価 項目 とな るパ ラ メー タに 対する余裕が大きくなることを感度解析により確認している。また，
給 水 温 度 の み を − 60kJ／ kg（ − 14℃ ） と し た 場 合 に は ， 燃 料 被 覆
管温 度が 10℃ 上昇 する こ とを 感度 解 析に より 確認 し てい る。 有効性評 価解 析 にお ける 燃料 被 覆管 温度 の 最 大値は 872℃で あ り，評 価
項目に対して十分な余裕があることから，その影響は非常に小さい。（重大事故等対策の有効性評価に係るシビアアクシデント解析コ ード に つい て（ 第 3 部 REDY） ）高圧 炉心 注 水系 流量 を 137％ とし た場 合に は，サプ レッ ショ ン・プ
ール 水温 度が 4℃ 上昇 し，格納 容器 圧 力が 0.03MPa 上 昇す る こと を感度解析により確認している。有効性評価解析におけるサプレッ
ショ ン・プー ル水 温 度の 最大 値は 115℃，格納 容器 圧 力の 最大 値は0.20MPa[gage]で あ り，評 価項 目に 対 して 十分 な余 裕 があ るこ とから，その影響は非常に小さい。（重大事故等対策の有効性評価に係る シビ ア アク シデ ント 解 析コ ード に つ いて （第 3 部 REDY））

サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 水 の 初 期 エ ン タ ル ピ を − 104kJ ／ kg （ −25℃ ）と し た場 合に は， サ プレ ッシ ョ ン ・プ ール 水 温度が 18℃ 低
下し ，格 納 容器 圧力 が 0.06MPa 低 下 する こと を感 度 解析 によ り確認しているため，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。（重大事故等対策の有効性評価に係るシビアアクシデン
ト解 析コ ー ドに つい て（ 第 3 部 REDY） ）解析コードは保守的な混合特性を用いるため，実際の炉心内におけるほう酸水の拡散は早くなり，ボロン反応度の印加が早くなることで未臨界達成の時間が早くなり，格納容器圧力及びサプレッ
ション・プール水温度の上昇は抑制される。このため，実際の格
納容器圧力及びサプレッション・プール水温度は低くなり，評価
項目 とな る パラ メー タに 対 する 余裕 は 大 きく なる 。

解析コードは，単純な計算で保守性を確保しているため，不確かさ要 因と し ては 考慮 しな い 。

135

第 1−2 表
分類

解析コードにおける重要現象の不確かさが運転員等操作時間及び（ＳＣＡＴ）

評価項目となるパラメータに与える影響

解析モデル

不確 かさ

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

評価 項目 と なる パラ メー タ に与 える 影 響

出力 分布 変化

出力分布モデル

解析コード は 保 守 的 に 中 央 ピ ー ク に 基 づ く 軸 方 向 出
力分布を設 定 す る た め ， 燃 料 被 覆 管 温 度 を 高 め に 評価する。

解析コードは，保守的に中央ピークに基づく軸方向出力分布を設定するため，燃料被覆管温度を高めに評価する。このため，実際の燃料被覆管温度は低くなり，評価項目となるパラメータに対す
る余 裕は 大 きく なる 。

燃料棒内温度変化

熱伝導モデル，燃料 ペ レ ット -被 覆管ギャップ熱伝達モデル

燃料棒表面熱伝達

熱伝達モデル
リウェットモデル

解析コード は ， 燃 料 ペ レ ッ ト と 燃 料 被 覆 管 間 の ギ ャ
ップ熱伝達 係 数 を 高 め に 設 定 す る こ と で ， 原 子 炉 出
力が上昇す る 時 の 表 面 熱 流 束 に 対 す る 熱 伝 達 遅 れ が小さくなる 。 こ の た め ， 主 蒸 気 隔 離 弁 閉 止 に よ っ て
原子炉出力 が 急 増 す る 状 態 で は ， 燃 料 被 覆 管 温 度 を高めに評価 す る 。 ま た ， 給 水 加 熱 喪 失 に よ っ て 原 子
炉出力が準 静 的 に 増 加 す る 状 態 で は ， 表 面 熱 流 速 に対する熱伝 達 遅 れ の 燃 料 被 覆 管 温 度 へ の 影 響 は 大 き
くないと考 えら れる 。
解析コード は 燃 料 棒 表 面 熱 伝 達 を お お む ね 保 守 的 に評価する相 関式（ 修正 Dougall-Rohsenow 式）を 採 用したことに 加 え ， 被 覆 管 温 度 が 高 温 と な る 領 域 で 重
要な熱伝達 機 構 と な る 輻 射 熱 伝 達 を 無 視 し て い る ため，燃料棒 表 面 の 熱 伝 達 係 数 を お お む ね 小 さ く 評 価
し，燃料被 覆管 温度 を高 め に評 価す る 。
解析コード は ， 燃 料 被 覆 管 温 度 に 依 存 す る リ ウ ェ ット相関式（ 相 関 式 ２ ） を 使 用 し ， 上 述 の と お り 被 覆
管温度を高 め に 評 価 す る こ と か ら ， リ ウ ェ ッ ト 時 刻を遅めに評 価し ，燃料 被覆 管 温度 を高 め に評 価す る。

解 析コ ー ド は， 保 守 的 に中 央 ピ ーク に 基 づ く軸 方 向 出力 分 布を 設定 す る ため ， 燃 料 被覆 管 温 度を 高 め に 評価 す る 。こ の た
め ，実 際 の 燃料 被 覆 管 温度 は 低 くな る が ， 燃料 被 覆 管温 度 を起 点と す る 運転 員 等 操 作は な い こと か ら ， 運転 員 等 操作 時 間に与 える 影 響は ない 。
解 析コ ー ド は， 燃 料 ペ レッ ト と 燃料 被 覆 管 間の ギ ャ ップ 熱 伝
達 係数 を 高 めに 設 定 す るこ と で ，原 子 炉 出 力が 上 昇 する 時 の
表 面熱 流 束 に対 す る 熱 伝達 遅 れ を小 さ く し ，主 蒸 気 隔離 弁 閉
止 によ っ て 原子 炉 出 力 が急 増 す る状 態 で は ，燃 料 被 覆管 温 度
を 高め に 評 価す る 。 こ のた め ， 実際 の 燃 料 被覆 管 温 度は 低 く
な るが ， 燃 料被 覆 管 温 度を 起 点 とす る 運 転 員等 操 作 はな い ことか ら， 運 転員 等操 作時 間 に与 える 影 響 はな い。

解 析コ ー ド は， 燃 料 棒 表面 熱 伝 達及 び リ ウ ェッ ト 時 刻を お お
む ね保 守 的 に評 価 す る 相関 式 を 採用 す る と とも に ， 高温 領 域
においても輻射熱伝達に期待しない評価としていることから ，燃 料 棒 表面 の 熱 伝 達係 数 を おお む ね 小 さく 評 価 する 。 この ため ， 実 際の 燃 料 棒 表面 で の 熱伝 達 は 大 きめ と な り， 燃 料
被 覆管 温 度 は低 め と な るが ， 燃 料被 覆 管 温 度を 起 点 とす る 運
転 員等 操 作 はな い こ と から ， 運 転員 等 操 作 時間 に 与 える 影 響
はな い。

沸騰 遷移

沸騰遷移評価モデル

解析コード は 沸 騰 遷 移 が 生 じ 易 い 条 件 と し て ， Ｓ Ｌ
ＭＣＰＲを 基 準 に 沸 騰 遷 移 の 発 生 及 び 沸 騰 遷 移 位 置を判定する よ う 設 定 し て い る た め ， 燃 料 被 覆 管 温 度をおおむね 高め に評 価す る 。

解析コードは，燃料棒表面熱伝達及びリウェット時刻をおおむね保守的に評価する相関式を採用するとともに，高温領域においても輻射熱伝達に期待しない評価としていることから，燃料棒表面の熱伝達係数をおおむね小さく評価する。このため，実際の燃料棒表面での熱伝達は大きめとなり，燃料被覆管温度は低めとなること から ，評価 項 目と なる パラ メ ータ に 対す る余 裕 は大 きく なる 。
なお，燃料被覆管温度が高めに評価されることに伴いリウェット
時刻は遅く評価されるが，更に保守的な取扱いとして，リウェッ
トを考慮しない場合を想定した感度解析を実施し，この場合でも評価項目となるパラメータは評価項目を満足することを確認している 。
（添 付資 料 2.5.5）
解析コードは，沸騰遷移が生じ易い条件として，ＳＬＭＣＰＲを基準に沸騰遷移の発生及び沸騰遷移位置を判定するよう設定しており，燃料被覆管温度を高めに評価する。このため，実際の燃料
被覆管温度は低くなり，評価項目となるパラメータに対する余裕は大 きく な る。

気液 熱非 平衡

熱伝達モデル
リウェットモデル

解析コード は 沸 騰 遷 移 後 の 熱 伝 達 を お お む ね 保 守 的に評価する 相関 式（ 修正 Dougall-Rohsenow 式）を 採用したこと に 加 え ， 被 覆 管 温 度 が 高 温 と な る 領 域 で重要な熱伝 達 機 構 と な る 輻 射 熱 伝 達 を 無 視 し て い る
ため，冷却 材 温 度 を 飽 和 温 度 と し て 熱 伝 達 を 取 り 扱った場合で も 燃 料 被 覆 管 温 度 は お お む ね 高 め に 評 価される。よ っ て ， 燃 料 被 覆 管 温 度 に 対 す る 気 液 熱 非平衡の不確 かさ の影 響は ，修正 Dougall-Rohsenow 式の保守性に 含ま れる 。

炉心

添付 2.5.4-3

重要 現象

解 析コ ー ド は， 沸 騰 遷 移が 生 じ 易い 条 件 と して ， Ｓ ＬＭ Ｃ Ｐ
Ｒ を基 準 に 沸騰 遷 移 の 発生 及 び 沸騰 遷 移 位 置を 判 定 する よ う
設 定し て い るた め ， 燃 料被 覆 管 温度 を 高 め に評 価 す る。 こ のた め， 実 際 の燃 料 被 覆 管温 度 は 低く な る が ，燃 料 被 覆管 温 度
を 起点 と す る運 転 員 等 操作 は な いこ と か ら ，運 転 員 等操 作 時
間に 与え る 影響 はな い。
解 析コ ー ド は沸 騰 遷 移 後の 燃 料 棒表 面 熱 伝 達を お お むね 保 守
的に 評価 す る相 関式（修 正 Dougall-Rohsenow 式 ）を 採用 す ると とも に ， 高温 領 域 に おい て も 輻射 熱 伝 達 に期 待 し ない 評 価と して い る こと か ら ， 気液 熱 非 平衡 の 不 確 かさ の 影 響は ， 修
正 Dougall-Rohsenow 式 の保 守性 に 含ま れ ，燃 料被 覆管 温度 を
お おむ ね 高 く評 価 す る 。こ の た め， 実 際 の 燃料 被 覆 管温 度 は
低 くな る が ，燃 料 被 覆 管温 度 を 起点 と す る 運転 員 等 操作 は な
いこ とか ら ，運 転員 等操 作 時間 に与 え る 影響 はな い 。

解析コードは，燃料ペレットと燃料被覆管間のギャップ熱伝達係数を高めに設定することで，原子炉出力が上昇する時の表面熱流束に対する熱伝達遅れを小さくし，主蒸気隔離弁閉止によって原
子炉 出力 が 急増 する 状態 で は，燃 料被 覆 管温 度を 高 めに 評価 する 。
このため，実際の燃料被覆管温度は低くなり，評価項目となるパ
ラメ ータ に 対す る余 裕は 大 きく なる 。

解析コードは沸騰遷移後の燃料棒表面熱伝達をおおむね保守的に評価 する 相 関式（修正 Dougall-Rohsenow 式）を採 用す る とと もに ，
高温領域においても輻射熱伝達に期待しない評価としていることから ，気 液 熱非 平衡 の不 確 かさ の影 響 は ，修正 Dougall-Rohsenow
式の保守性に含まれ，燃料被覆管温度をおおむね高く評価する。
このため，実際の燃料被覆管温度は低くなり，評価項目となるパ
ラメ ータ に 対す る余 裕は 大 きく なる 。

136

第2表

解析条件を最確条件とした場合に運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（1／5）
解析条件の不確かさ項

条件 設定 の 考え 方

目
解析条件

最確 条件

原子 炉熱 出力3,293MW

約 3,279〜
3,293MW（実 績値 ）

原子 炉圧力(圧力 容 器ド ーム部)

6.93MPa[gage]

約 6.91〜 約
6.94MPa[gage]（実 績値 ）

定格 熱出 力 を設 定

定格 圧力 を 設定

通常 運転 水 位を 設定

原子 炉水位
初期条件

添付 2.5.4-4

炉心 流量

通常運転水位（セパレータスカー
ト下端から＋126cm）

41,060t／h（定格流量の85％流量）

通常 運転 水 位
（セパレ ー タス カー
ト下端か ら約 122cm〜＋132cm）（実 績値 ）

定格流量の約 86％〜約 104％
（実績値）

初期炉心流量が小さいほど，初期のボイド率が大きくなることで原子炉圧力上昇時にボイドが潰れることで印加される正の反応度が大きくなり，また代替原子炉再循環ポ
ンプトリップ機能による反応度抑制効果が小さくなるため，原子炉出力の観点で厳しい設 定と な る
このため，保安規定の運転範囲における原子炉 定格 出 力時 の下 限流 量 を設 定

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響
最確条件とした場合には最大線出力密度が緩和される 。 最 確 条 件 と し た場 合 の 運 転 員 等 操 作 時 間 及 び 評
価 項 目 と な る パ ラ メー タ に 与 え る 影 響 は ， 最 大 線 出
力密 度に て 説明 する 。
最確条件とした場合には，ゆらぎにより解析条件に対 し て 変 動 を 与 え うる が ， 事 故 初 期 に お い て 主 蒸 気
隔 離 弁 が 閉 止 し ， 原子 炉 圧 力 は 逃 が し 安 全 弁 に よ り
制 御 さ れ る た め 事 象進 展 に 及 ぼ す 影 響 は 小 さ く ， 運
転員 等操 作 時間 に与 える 影 響は 小さ い 。
最確条件とした場合には，ゆらぎにより解析条件に対 し て 変 動 を 与 え うる が ， ゆ ら ぎ の 幅 は 事 象 発 生 後の 水 位 低 下 量 に 対 して 非 常 に 小 さ い 。 例 え ば ， 解 析
条 件 で 設 定 し た 通 常運 転 水 位 か ら 自 動 減 圧 系 の 作 動
信 号 の 一 つ で あ る 原子 炉 水 位 異 常 低 下 （ レ ベ ル １ ）まで の原 子 炉水 位の 低下 量 は 4700 ㎜ であ るの に対 して ，ゆ らぎ に よる 水位 低 下量 は約 40 ㎜で あり 非常 に
小 さ い 。 し た が っ て， 事 象 進 展 に 及 ぼ す 影 響 は 小 さく， 運転 員 等操 作時 間に 与 える 影響 は 小 さい 。
最確条件とした場合には，印加反応度が緩和され原子炉出力が低めとなることで，格納容器への熱負荷が軽減し，格納容器圧力及びサプレッション・プー
ル水温度の上昇が緩和されるが，解析上これらのパラメータを起点とする運転員等操作はないことから， 運転 員 等操 作時 間に 与 える 影響 は な い。

評価 項目 と なる パラ メー タ に与え る影 響
最確条件とした場合には最大線出力密度が緩和される 。最 確条 件 とし た場 合の 運 転員 等操 作 時 間及 び評 価
項目 とな る パラ メー タに 与 える 影響 は ，最 大線 出力 密
度に て説 明 する 。
最確 条件 と した 場合 には ，ゆ らぎ によ り 解 析条 件に 対して 変動 を 与え うる が ，事 故 初期 にお い て 主蒸 気隔 離弁が 閉止 し ，原子 炉圧 力は 逃 がし 安全 弁 に より 制御 される ため ，事象 進 展に 及ぼ す影 響 は小 さ く，評 価項 目とな るパ ラ メー タに 与え る 影響 はな い 。
最確 条件 と した 場合 には ，ゆ らぎ によ り 解 析条 件に 対して 変動 を 与え うる が ，ゆ ら ぎの 幅は 事 象 発生 後の 水
位低 下量 に 対し て非 常に 小 さい 。例え ば ，解析 条件 で設定した通常運転水位から自動減圧系の作動信号の一つ であ る 原子 炉水 位異 常 低下（ レベ ル １）ま での 原子炉 水位 の 低下 量は 4700 ㎜ であ るの に 対 して ，ゆ ら
ぎに よる 水 位低 下量 は約 40 ㎜で あり 非 常 に小 さい 。
した がっ て ，事 象 進展 に及 ぼす 影 響は 小 さく ，評価 項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響は な い 。
最確 条件 と した 場合 には ，印 加反 応度 が 緩 和さ れ原 子
炉出力が低めとなることで格納容器への熱負荷が軽減し ，格納 容器 圧 力及 び温 度並 び にサ プ レッ ショ ン ・
プー ル水 温 度の 上昇 が緩 和 され るこ と か ら ，評 価項 目とな るパ ラ メー タに 対す る 余裕 は大 き く なる 。

137

第2表

解析条件を最確条件とした場合に運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（2／5）
解析条件の不確かさ

項

目
解析条件

給水 温度

燃料 及び 炉心

初期条件

添付 2.5.4-5

燃料 棒最大線出 力密度

最小 限界 出力比

216℃

条件 設定 の 考え 方

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

初期給水温度が低い方が，印加反応度が大きくなり原子炉出力が高めに推移すること
で，格納容器圧力及び温度並びにサプレッ
ション・プール水温度に対して厳しい設定となる。このため，最確条件を包含する低めの 条件 を 設定
９×９ 燃 料(Ａ型)と ９×９ 燃 料(Ｂ型)は，熱水力的な特性はほぼ同等であり，その違いの影 響は 修 正 Dougall-Rohsenow 式 及 び相 関
式２の保守性に概ね包含されることから，代表 的に ９×９燃 料(Ａ型 )を 設定

最 確 条 件 と し た 場 合に は ， 印 加 反 応 度 が 緩 和 さ れ 原子 炉 出 力 が 低 め と なる こ と で ， 格 納 容 器 へ の 熱 負 荷が 軽 減 し サ プ レ ッ ショ ン ・ プ ー ル 水 温 度 の 上 昇 が 緩
和 さ れ る が ， 解 析 上サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 水 温 度
を 起 点 と す る 運 転 員等 操 作 は な い こ と か ら ， 運 転 員
等操 作時 間 に与 える 影響 は ない 。
最 確 条 件 と し た 場 合 に は ， ９ ×９ 燃 料 (Ａ 型 )又 は ９×９ 燃 料 (Ｂ 型 )の 単独 炉 心 若 し く は こ れ ら の 混 在 炉
心 と な る 場 合 が あ るが ， 両 型 式 の 熱 水 力 的 な 特 性 は
ほ ぼ 同 等 で あ り ， 事象 進 展 に 及 ぼ す 影 響 は 小 さ い ことか ら， 運 転員 等操 作時 間 に与 える 影 響 は小 さい 。
（ 重 大 事 故 等 対 策 の有 効 性 評 価 に 係 る シ ビ ア ア ク シ
デン ト解 析 コー ドに つい て （第 4 部 SCAT））

初期の燃料線出力密度が大きい方が燃料被覆管温度に対して厳しい設定となる。このため，保安規定の運転上の制限における上限値 を設 定最 確 条 件 と し た 場 合， 燃 料 被 覆 管 温 度 の 上 昇 が 緩 和
さ れ る が ， 燃 料 被 覆管 温 度 を 起 点 と す る 運 転 員 等 操
作 は な い こ と か ら ，運 転 員 等 操 作 時 間 に 与 え る 影 響
はな い。

初期の最小限界出力比が小さい方が沸騰遷
移までの余裕が小さくなることで，被覆管
温度 に対 し て厳 しい 設定 と なる 。この た め，
９ ×９ 燃 料 （ Ａ 型 ） の サ イ ク ル 初 期 に お ける保安規定の運転上の制限の下限値を設定。

最 確 条 件 と し た 場 合， 沸 騰 遷 移 の 発 生 が 遅 れ る こ とで 燃 料 被 覆 管 温 度 の上 昇 が 緩 和 さ れ る が ， 燃 料 被 覆
管 温 度 を 起 点 と す る運 転 員 等 操 作 は な い こ と か ら ，
運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響 はな い 。

最確 条件

約 217〜219℃

９×９燃(Ａ型)
単一炉心

装荷 炉心 ご と

44.0kW/m

約 33〜 41kW/m（実 績値 ）

1.24

限界 出力 比 指標 ※0.98 以 下（実 績値 ）
※ 実際の運転管理
上は ，最 小限 界 出力比の運転制限値を
最小限界出力比で除した限界出力比
指標で管理を行ってお り， こ の値 が 1以下であれば限界
出力比の制限値を超過 して い ない

評価 項目 と なる パラ メー タ に与え る影 響最確 条件 と した 場合 には ，印 加反 応度 が 緩 和さ れ原 子
炉出力が低めとなることで格納容器への熱負荷が軽減し ，格納 容器 圧 力及 び温 度並 び にサ プ レッ ショ ン ・
プー ル水 温 度の 上昇 が緩 和 され るこ と か ら ，評 価項 目とな るパ ラ メー タに 対す る 余裕 は大 き く なる 。
最確 条件 と した 場合 には ，９×９燃 料(Ａ 型)又 は ９×
９ 燃 料 (Ｂ 型 )の 単 独 炉 心 若 し く は こ れ ら の 混 在 炉 心とな る場 合 があ るが ，両型 式 の熱 水力 的 な 特性 はほ ぼ
同等 であ り ，とも に炉 心動 特 性及 びポ ス ト ＢＴ 挙動 の評価特性に主に由来する安全余裕に概ね包含されること から ，評 価項 目と なる パ ラメ ータ に 与 える 影響 は有意 とな ら ない 。
（重 大事 故 等対 策の 有効 性 評価 に係 る シ ビア アク シ
デン ト解 析 コー ドに つい て （第 4 部 SCAT））
最確 条件 と した 場合 ，燃料 被 覆管 温度 上 昇 が緩 和さ れ
るこ とか ら ，評価 項目 とな る パラ メー タ に 対す る余 裕は大 きく な る。

最確 条件 と した 場合 ，沸騰 遷 移の 発生 が 遅 れる こと で
燃料 被覆 管 温度 の上 昇が 緩 和さ れる こ と から ，評価 項
目と なる パ ラメ ータ に対 す る余 裕は 大 き くな る。

138

第2表

解析条件を最確条件とした場合に運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（3／5）
解析条件の不確かさ

項

目
解析条件

核デ ータ
（動 的ボ イ ド係数）

平衡炉心サイクル末期の値×1.25

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

炉心に印加される正の反応度が大きくなり
原子炉出力が高めに推移することで，格納容器圧力及び温度並びにサプレッション・
プール水温度に対して厳しい保守的な条件を設 定

最 確 条 件 と し た 場 合に は ， 印 加 反 応 度 が 緩 和 さ れ 原子 炉 出 力 が 低 め と なる こ と で ， 格 納 容 器 へ の 熱 負 荷が 軽 減 し 格 納 容 器 圧力 及 び サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル
水 温 度 の 上 昇 が 緩 和さ れ る が ， 解 析 上 こ れ ら の パ ラ
メ ー タ を 起 点 と す る運 転 員 等 操 作 は な い こ と か ら ，
運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響 はな い 。
な お ， 解 析 コ ー ド の不 確 か さ 等 を 考 慮 し て い る 保 守
因 子 の 大 き さ は ， 事象 進 展 に 応 じ て 変 動 し 得 る が ，
厳 し い 組 合 せ と し た場 合 に お い て も ， 事 象 進 展 に 与
え る 影 響 は 小 さ い こと を 確 認 し て い る 。 （ 重 大 事 故等 対 策 の 有 効 性 評 価に 係 る シ ビ ア ア ク シ デ ン ト 解 析
コー ドに つ いて （第 3 部 REDY） ）最確 条件 と した 場合 には ，印 加反 応 度が 緩 和さ れ原 子
炉出力が低めとなることで格納容器への熱負荷が軽減し ，格 納容 器 圧力 及び 温度 並 びに サプ レッ シ ョ ン ・
プー ル水 温 度の 上昇 が緩 和 され るこ と か ら，評 価 項目とな るパ ラ メー タに 対す る 余裕 は大 き く なる 。
なお，解 析コ ード の 不確 かさ 等を 考 慮し て いる 保守 因子の 大き さ は，事象 進展 に応 じ て変 動し 得る が，厳しい組 合せ と した 場合 にお い ても，評 価項 目 とな るパ ラ
メータに与える影響は小さいことを確認している。
（重大事故等対策の有効性評価に係るシビアアクシ
デン ト解 析 コー ドに つい て （第 3 部 REDY））

格納容器圧力の観点で厳しい高めの設定として，通常運転時の圧力を包含する値を設定

最 確 条 件 は 解 析 条 件で 設 定 し て い る 格 納 容 器 初 期 圧
力 よ り も 小 さ く な る。 こ の た め ， 格 納 容 器 圧 力 は 低
め に 推 移 す る が ， 解析 上 格 納 容 器 圧 力 を 起 点 と す る
運 転 員 等 操 作 は な いこ と か ら ， 運 転 員 等 操 作 時 間 に与え る影 響 はな い。

最確条件は解析条件で設定している格納容器初期圧
力よ りも 小 さく なる 。こ のた め，格 納容 器 圧力 が低 めに推 移す る こと から ，評 価項 目と な るパ ラ メー タに 対する 余裕 は 大き くな る。

設計 値を 設 定

解析条件は最確条件と同等であることから，事象進
展 に 影 響 は な く ， 運転 員 等 操 作 時 間 に 与 え る 影 響 はない 。
最 確 条 件 と し た 場 合に は ， サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル
水 量 の 運 転 範 囲 に おい て 解 析 条 件 よ り 高 め の 水 位 とな る が ， ゆ ら ぎ の 幅は 非 常 に 小 さ い 。 例 え ば ， サ プ
レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 水 位 が 6.983m の 時 の 水 量 は3,300m ３ で ある のに 対 し ，ゆ らぎ（ 0.087m）によ る水
量変 化は 約 42m ３ であ り，その 割 合は 初期 保有 水量 の1.3％ 程 度と 非常 に 小さ い 。し たが っ て，事象 進展 に与える影響は小さく，運転員等操作時間に与える影
響は 小さ い 。
最 確 条 件 は 解 析 条 件で 設 定 し て い る 水 温 よ り も 低 く
な る た め ， サ プ レ ッシ ョ ン ・ プ ー ル 水 温 度 は 低 め に
推 移 す る が ， 解 析 上サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 水 温 度
を 起 点 と す る 運 転 員等 操 作 は な い こ と か ら ， 運 転 員
等操 作時 間 に与 える 影響 は ない 。
ま た ， 非 常 用 炉 心 冷却 系 の 原 子 炉 注 水 に よ る 反 応 度
印 加 の 観 点 で は ， 注水 水 温 が 低 い 方 が 高 い 反 応 度 が印加 され る が ，注 水水 温 を低 くし た場 合 にお いて も，
プ ラ ン ト 挙 動 へ の 影響 が 小 さ い こ と を 感 度 解 析 に より確 認し て いる 。
（添 付資 料 2.5.6）

解析 条件 は 最確 条件 と同 等 であ るこ と か ら，事 象 進展に影 響は な く，評 価 項目 とな るパ ラ メー タ に与 える 影
響は ない
最確 条件 と した 場合 には ，サ プ レッ ショ ン・プー ル水量の運転範囲において解析条件より高めの水位とな
るが ，ゆ らぎ の 幅は 非常 に 小さ い。例え ば，サプ レッ
ショ ン・ プ ール 水位 が 6.983m の 時の 水 量 は 3,300m ３
であ るの に 対し 、ゆ らぎ（0.087m）によ る 水量 変化 は
約 42m ３ で あ り，そ の割 合は 初 期保 有水 量 の 1.3％程 度と非 常に 小 さい 。し たが って ，事 象 進展 に 与え る影 響は小 さく ，評 価項 目 とな るパ ラメ ー タに 与 える 影響 は
小さ い。
最確条件は解析条件で設定している水温よりも低くなる ため ，サ プ レッ ショ ン・プー ル 水温 度 は低 めに 推
移し ，サ プレ ッ ショ ン・プー ルで の 圧力 抑 制効 果が 高
まり 格納 容 器圧 力の 上昇 は 緩和 され る。この ため ，評
価項 目と な るパ ラメ ータ に 対す る余 裕 は 大き くな る。
また，非 常用 炉心 冷 却系 の原 子炉 注 水に よ る反 応度 印
加の 観点 で は，注 水 水温 が低 い方 が 高い 反 応度 が印 加
され るが ，注 水水 温 を低 くし た場 合 にお い ても 評価 項
目となるパラメータに与える影響が小さいことを感度解 析に よ り確 認し てい る 。
（添 付資 料 2.5.6）

−

核デ ータ
（動 的ド ッ プラ係数）

平衡炉心サイクル末期の値×0.9

初期条件

添付 2.5.4-6

格納 容器 圧力5kPa[gage]

約 2.2〜4.7kPa[gage]（実 績値 ）

格納 容器 体積

9,800m ３

9,800m ３（設 計値 ）

サプレッション・プールでの圧力抑制効果
が厳しくなる少なめの水量として，保安規
定の 運転 上 の制 限に おけ る 下限 値を 設 定
サプ レッ シ ョン・
プー ル水量3,300m ３

約 3,308m ３ 〜 約
3,342m ３（実 績値 ）

サプレッション・プールでの圧力抑制効果
が厳しくなる高めの水温として，保安規定の運 転上 の 制限 にお ける 上 限値 を設 定
サプ レッ シ ョン・
プー ル水 温度32℃

約 15〜 約 32℃（実 績値 ）

評価 項目 と なる パラ メー タ に与え る影 響条件 設定 の 考え 方
最確 条件

139

第2表

解析条件を最確条件とした場合に運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（4／5）
解析条件の不確かさ項

条件 設定 の 考え 方

目

事故条件

解析条件

最確 条件

起因 事象

主蒸気隔離弁の誤閉止−安全 機能 の喪失に対 する 仮定

原子炉停止機能
手動での原子炉スクラム
代替制御棒挿入機能（ARI）−

運転時の異常な過渡変化の中で原子炉圧力の上昇が大きく，反応度の観点で厳しい主蒸気 隔離 弁 の誤 閉止 を設 定
バックアップを含めた全ての制御棒挿入機
能の 喪失 を 設定

給復水系及び原子炉再循環ポンプが一定期間運転を継続することで，反応度の観点で厳し い外 部 電源 あり を設 定
外部 電源

機器条件

添付 2.5.4-7

主蒸 気隔 離弁
閉止

外部電源あり−閉止時間：3 秒

閉止 時間 ：
3 秒〜4.5 秒（設 計値 ）

原子炉圧力の上昇が早く，反応度の観点で厳しい条件である保安規定の運転上の制限にお ける 下 限値 を設 定

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

評価 項目 と なる パラ メー タ に与え る影 響−−外部電源喪失を想定した場合，電動給水ポンプ及び原子炉再循環ポンプが停止することで，印加反応度が緩和され原子炉出力が低めとなる。このため，格納容器への熱負荷が軽減し格納容器圧力及びサプレッション・プール水温度の上昇が緩和されるが，解析上これらのパラメータを起点とする運転員等操作はないことから，運転員等操作時間に与える影響はない 。
最 確 条 件 と し た 場 合に は ， 印 加 反 応 度 が 緩 和 さ れ 原子 炉 出 力 が 低 め と なる こ と で ， 格 納 容 器 へ の 熱 負 荷が 軽 減 し 格 納 容 器 圧力 及 び サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル
水 温 度 の 上 昇 が 緩 和さ れ る が ， 解 析 上 こ れ ら の パ ラ
メ ー タ を 起 点 と す る運 転 員 等 操 作 は な い こ と か ら ，
運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響 はな い 。

外部 電源 喪 失を 想定 した 場 合，電 動 給水 ポ ンプ 及び 原子炉 再循 環 ポン プが 停止 す るこ とで ，印 加 反応 度が 緩
和さ れ原 子 炉出 力が 低め と なる 。こ のた め，格納 容器への熱負荷が軽減し格納容器圧力及びサプレッショ
ン・プー ル水 温 度の 上昇 が緩 和 され るこ とか ら，評価
項目 とな る パラ メー タに 対 する 余裕 は 大 きく なる 。
（添 付資 料 2.5.8）
最確 条件 と した 場合 には ，印 加反 応 度が 緩 和さ れ原 子
炉出力が低めとなることで格納容器への熱負荷が軽減し ，格 納容 器 圧力 及び 温度 並 びに サプ レッ シ ョ ン ・
プー ル水 温 度の 上昇 が緩 和 され るこ と か ら，評 価 項目とな るパ ラ メー タに 対す る 余裕 は大 き く なる 。

140

第2表

解析条件を最確条件とした場合に運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（5／5）
解析条件の不確 かさ

項

解析条件

原子 炉圧 力 高信 号
（7.39MPa[gage]）(遅れ 時 間： 0.2 秒 )（設 計値 ）

逃が し安全弁

逃がし弁機能7.37〜7.65MPa[gage]354.6〜367.6 t／h／個

逃が し弁 機 能7.37〜7.65MPa[gage]354.6〜367.6 t／h／個

高圧 炉心
スプ レイ系

ドライウェル圧力高（13.7kPa[gage]）にて自動起動（遅れ時間：0 秒）
・注水流量：
145〜1,506m ３ ／h
・注水圧力：
0〜8.30MPa[dif]ドラ イウ ェ ル圧 力高（13.7kPa[gage]）に て 自動起 動（遅 れ時 間 ：17 秒 ）・注 水流 量 ：0〜1,419m ３ ／h 以 上・注 水圧 力 ：0〜7.65MPa[dif]原子 炉隔離時
冷却 系

原子炉水位異常低下（レベル２）にて自動起動（遅れ時間：0 秒）
・注水流量：136.7m ３ ／h
・注水圧力：
1.04MPa〜7.86 [gage]

原子 炉水 位 異常 低下 （レベル ２） に て自 動起 動
（遅 れ時 間 ：30 秒 ）・注 水流 量 ：136.7m ３ ／h
・注 水圧 力 ：1.04MPa〜7.86 [gage]

注入流量：163L／min

注入 流量 ：163L／min（設 計値 ）
ほう 酸水 濃 度：13.4wt％
以上

重大事故等対策に関連する機器条件

添付 2.5.4-8

ほう 酸水 注入系

残留 熱除去系（サ プレ ッ ション・プー
ル冷 却系）

評価 項目 と なる パラ メー タ に与え る影 響設計 値を 設 定

解 析 条 件 と 最 確 条 件は 同 等 で あ る こ と か ら ， 事 象 進
展 に 与 え る 影 響 は なく ， 運 転 員 等 操 作 時 間 に 与 え る
影響 はな い 。

解析 条件 と 最確 条件 は同 等 であ るこ と か ら，事 象 進展に与 える 影 響は なく ，評 価項 目と な るパ ラ メー タに 与える 影響 は ない 。

逃し 弁機 能 の設 計値 を設 定

解 析 条 件 は 最 確 条 件と 同 等 で あ る こ と か ら ， 事 象 進
展 に 差 異 は な く ， 運転 員 等 操 作 時 間 に 与 え る 影 響 はない 。

解析 条件 は 最確 条件 と同 等 であ るこ と か ら，事 象 進展に差 異は な く，評 価 項目 とな るパ ラ メー タ に与 える 影
響は ない

原子 炉注 水 開始 タイ ミン グ が早 く ，
注水 流量 が 大き い方 が ，原 子炉 水 位が高 めに 維 持さ れる こと で ，反 応 度の観 点で 厳 しい 設定 とな る 。こ の た
め， 自動 起 動遅 れ時 間を 0 秒と し ，
注水流量はポンプ性能評価に基づく大 きめ の 流量 特性 を設 定 。

最 確 条 件 と し た 場 合に は ， 印 加 反 応 度 が 緩 和 さ れ 原子 炉 出 力 が 低 め と なる こ と で ， 格 納 容 器 へ の 熱 負 荷が 軽 減 し ， 格 納 容 器圧 力 及 び サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー
ル 水 温 度 の 上 昇 が 緩和 さ れ る が ， 解 析 上 こ れ ら の パ
ラメータを起点とする運転員等操作はないことから， 運転 員 等操 作時 間に 与 える 影響 は な い。

最確 条件 と した 場合 には ，印 加反 応 度が 緩 和さ れ原 子
炉出力が低めとなることで格納容器への熱負荷が軽減し ，格 納容 器 圧力 及び 温度 並 びに サプ レッ シ ョ ン ・
プー ル水 温 度の 上昇 が緩 和 され るこ と か ら，評 価 項目とな るパ ラ メー タに 対す る 余裕 は大 き く なる 。

原子炉注水開始タイミングが早い方が ，原子 炉水 位が 高 めに 維持 さ れるこ とで ，反応 度の 観 点で 厳し い 設
定と なる た め，自動 起 動遅 れ時 間 を
0 秒と 設定
注水 特性 は ，タ ービ ン 回転 数制 御 により一定流量に制御されることから， 設計 値 を設 定
注入 流量 は ，設 計値 を設 定 。
ほう酸水濃度は単位時間当たりに投入される負の反応度が小さくなるよう保安規定の運転上の制限におけ る下 限 値を 設定 。

最 確 条 件 と し た 場 合に は ， 印 加 反 応 度 が 緩 和 さ れ 原子 炉 出 力 が 低 め と なる こ と で ， 格 納 容 器 へ の 熱 負 荷が 軽 減 し ， 格 納 容 器圧 力 及 び サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー
ル 水 温 度 の 上 昇 が 緩和 さ れ る が ， 解 析 上 こ れ ら の パ
ラメータを起点とする運転員等操作はないことから， 運転 員 等操 作時 間に 与 える 影響 は な い。

最確 条件 と した 場合 には ，印 加反 応 度が 緩 和さ れ原 子
炉出力が低めとなることで格納容器への熱負荷が軽減し ，格 納容 器 圧力 及び 温度 並 びに サプ レッ シ ョ ン ・
プー ル水 温 度の 上昇 が緩 和 され るこ と か ら，評 価 項目とな るパ ラ メー タに 対す る 余裕 は大 き く なる 。

最確条件とした場合には，負の反応度印加が早くなり，原子炉出力の低下が早くなることで格納容器への熱負荷が軽減し，格納容器圧力及びサプレッション・プール水温度の上昇が緩和されるが，解析上これらのパラメータ度を起点とする運転員等操作はな
いこ とか ら ，運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響 はな い。
解 析 条 件 は 最 確 条 件と 同 等 で あ る こ と か ら ， 事 象 進
展 に 差 異 は な く ， 運転 員 等 操 作 時 間 に 与 え る 影 響 はない 。

最確条件とした場合には，負の反応度印加が早くなり，原 子 炉出 力の 低 下が 早く なる こ とで 格 納容 器へ の熱負 荷が 軽 減し，格 納容 器圧 力及 び 温度 並 びに サプ レッション・プール水温度の上昇が緩和されることから，評 価 項目 とな る パラ メー タに 対 する 余 裕は 大き くなる 。
解析 条件 は 最確 条件 と同 等 であ るこ と か ら，事 象 進展に差 異は な く，評 価 項目 とな るパ ラ メー タ に与 える 影
響は ない

最確 条件

原子炉圧力高信号（7.39MPa[gage]）(遅れ時間：0.2 秒)

ＡＴ ＷＳ 緩和設備
（代 替原 子 炉再循環ポ
ンプ トリ ッ プ機能）

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

条件 設定 の 考え 方目

ほう酸水濃度：13.4wt％

熱交換器 1 基あたり
約 53MW（サプレッション・プー
ル水温度 100℃，海水温度
27.2℃において）

熱交 換器 1 基あ たり
約 53MW（サ プレ ッ ショ ン・ プー
ル水 温度 100℃ ，海水 温 度
27.2℃に お いて ）（設 計値 ）

設計 値を 設 定

141

第3表

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

項

解析上の操作開始時間目

操作条件

添付 2.5.4-9

自動減圧系
等の作動阻
止操 作

事象発生から
4 分後

条件設定の
考え方

運転手順に基づき，原子炉停止機
能喪失の確認及
び自動減圧系等の作動阻止に要する時間を考慮して設定

操作 不確 か さ要 因

【認 知】
事故時には重要監視事項である原子炉スクラムの成否を最初に確認することから 認知 に 大幅 な遅 れが 生 じる こと は 考 えに くい 。さら に ，運転 員の 認 知を 助ける ため に 原子 炉自 動ス ク ラム 警報 が 発 信し，全 制御 棒全 挿 入ラ ンプ は 消灯 したま まと な る。こ の 事象 初期 の状 況 判断 に 余裕 時間 を 含め 3 分 を想 定し て いる。
また ，自動 減圧 系 等の タイ マ ーが 作動 し た場 合は ，タイ マ ー作 動を 知 らせ る警報が 発報 す る。以 上に より ，認 知遅 れが 操作 開始 時 間に 影響 を及 ぼ す可 能性 は
非常 に小 さ い。
【要 員配 置 】
中央制御室での操作のみであり，運転員は中央制御室に常駐していることから， 操作 開 始時 間に 与え る 影響 はな い 。
【移 動】
中央 制御 室 内で の操 作の み であ り， 操 作 開始 時間 に 与え る影 響は な い。
【操 作所 要 時間 】
自動 減圧 系 等の 作動 阻止 操 作と して 余 裕 時間 も含 め 1 分 を想 定し て いる 。中 央
制御 室の 制 御盤 の操 作ス イ ッチ によ る 簡 易な 操作 で あり，操 作所 要時 間 が長 くなる 可能 性 は非 常に 低く ，操 作 所要 時間 が操 作開 始 時間 に影 響を 及 ぼす 可能 性
は非 常に 小 さい 。
【他 の並 列 操作 有無 】
制御棒の手動挿入操作及び原子炉水位の低下維持操作を並行して実施する場
合が ある が，自動 減 圧系 の作 動 阻止 操作 はこ れら の 操作 に優 先し て 実施 する もので ある 。また ，複 数の 運転 員 にて 優先 順位 に基 づ き分 担し て操 作 を実 施す ること とし て いる こと から ， 他の 並列 操 作 は操 作開 始 時間 に与 える 影 響は ない 。
【操 作の 確 実さ 】
中央 制御 室 の制 御盤 の操 作 スイ ッチ に よ る簡 易な 操 作で あり ，誤 操作 は 起こ りにく いこ と から，誤 操作 等が 操 作開 始時 間に 影響 を 及ぼ す可 能性 は 非常 に小 さい。

運転 員等 操 作時 間に与え る影 響

左記のとおり操作不確かさ要因により操
作開始時間に与える影響は小さいことから，実態 の 操作 開始 時
間は解析上の設定とほぼ 同等 で ある 。

評価 項目 と なる
パラ メー タ に与え る影 響実態の操作開始時間
は解析上の設定とほぼ同等であることから，評価 項目 に 与え る
影響 はな い 。

操作 時間 余 裕

訓練 実績 等

解析 上，原 子炉 水位 異常低 下（ レ ベル １）設定点に到達し自動減圧系タイマーが作動するのは事象発生の約 230 秒 後 であ り，この 120 秒 後 に逃 がし 安
全弁 が自 動 開放 する 。
仮に操作が遅れ自動
減圧系が作動した場
合で も，原 子炉 圧力 が低圧炉心スプレイ系の注水開始圧力に低下するまでに操作を実施 する こ とで ，原 子
炉水位上昇による正の反応度印加は防止できるためこれまでの時間余裕を有している 。逃 が し安 全 弁 7
弁にて原子炉減圧をする 場合 に つい て，同操作を実施している「2.1 高 圧 ・低 圧注 水
機能 喪失 」を参 照す ると，減圧開始から約
160 秒で 原 子炉 圧力 が
約 2MPa ま で低 下し ている 。
以上 によ り ，合 計で 事
象発 生か ら約 510 秒 程
度の時間余裕が確保され てい る 。

中央制御室における操作のため，シミュレータ（模擬操作含む。）にて訓練実績を取得。
解析上においては，起因事象の主蒸気隔離弁の誤閉止から原子炉停止
機能喪失の認知及び自動減圧系等の作動阻止操作まで
4 分としていると
ころ，訓練実績は
約 2 分。 想 定の 範
囲内で意図している運転操作が実施可能であることを確認 した 。

142

操作条件

添付 2.5.4-10

第3表

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

項

解析上の操作開始時間

条件設定の考え方

操作 不確 か さ要 因

事象発生から
6 分後

運転手順に基づき，原子炉停止機
能喪失を確認し，
自動減圧系等の作動阻止操作を実施した後にサ
プレッション・プ
ー ル 水 温 度 が
49 ℃ に 近 接 し た場合に実施する。
有効性評価解析では約 1.4 分でサ
プレッション・プ
ー ル 水 温 度 が
49 ℃ に 到 達 す る
ため，自動減圧系等の作動阻止操作完了後に操作に要する時間を考慮して設定【認 知】
自動 減圧 系 等の 作動 阻止 操 作の 完了 後 に 一連 の操 作 とし て実 施す る ため ，認 知に大 幅な 遅 れが 生じ るこ と は考 えに く い 。さら に ，運 転員 の 認知 を助 け るた めに，サ プ レッ ショ ン・プー ル水 温 度上 昇 に伴 い複 数 の警 報が 発信 す る。以 上 に
より ，認 知 遅れ が操 作開 始 時間 に影 響 を 及ぼ す可 能 性は 非常 に小 さ い。
【要 員配 置 】
中央制御室での操作のみであり，運転員は中央制御室に常駐していることから， 操作 開 始時 間に 与え る 影響 はな い 。
【移 動】
中央 制御 室 内で の操 作の み であ り， 操 作 開始 時間 に 与え る影 響は な い。
【操 作所 要 時間 】
ほう 酸水 注 入系 の起 動操 作 とし て余 裕 時 間も 含め 2 分を 設定 して い る。中央 制
御室 の制 御 盤の 操作 スイ ッ チに よる 簡 易 な操 作で あ り，操 作 所要 時間 が 長く なる可 能性 は 非常 に低 く，操作 所 要時 間が 操作 開始 時 間に 影響 を及 ぼ す可 能性 は
非常 に小 さ い。
【他 の並 列 操作 有無 】
制御棒の手動挿入操作及び原子炉水位の低下維持操作を並行して実施する場
合が ある が，ほう 酸 水注 入系 の 起動 操作 はこ れら の 操作 に優 先し て 実施 する もので ある 。また ，複 数の 運転 員 にて 優先 順位 に基 づ き分 担し て操 作 を実 施す ること とし て いる こと から ， 他の 並列 操 作 は操 作開 始 時間 に与 える 影 響は ない 。
【操 作の 確 実さ 】
中央 制御 室 の制 御盤 の操 作 スイ ッチ に よ る簡 易な 操 作で あり ，誤 操作 は 起こ りにく いこ と から，誤 操作 等が 操 作開 始時 間に 影響 を 及ぼ す可 能性 は 非常 に小 さ
い。

目

ほう酸水注
入系の起動
操作

運転 員等 操 作時 間に与え る影 響

左記のとおり操作不確かさ要因により操
作開始時間に与える影響は小さいことから，実態 の 操作 開始 時
間は解析上の設定とほぼ 同等 で ある 。

評価 項目 と なる
パラ メー タ に与え る影 響操作 時間 余 裕

訓練 実績 等

実態の操作開始時間
は解析上の設定とほぼ同等であることから，評価 項目 に 与え る
影響 はな い 。

ほう酸水注入系の起動操 作が 遅 れた 場合 ，未臨界達成タイミン
グが 遅れ る こと で，サプレ ッシ ョ ン・プー ル
水温度の上昇が大きくな る。本 重要 事故 シーケンスにおけるサ
プレ ッシ ョ ン・プー ルの最高水温は，約
115 ℃ で あ り ， ほ う 酸
水の炉心部への注入が開始される事象発
生の 570 秒 後に おけ る
水 温 上 昇 率 は 2℃/ 分
程度 であ る こと から ，
限界 温 度 200℃ に対 して十分な操作時間余
裕を 有し て いる 。
（添 付資 料 2.5.9）

中央制御室における操作のため，シミュレータ（模擬操作含む。）にて訓練実績を取得。
解析上においては，起因事象の主蒸気隔離弁の誤閉止から原子炉停止
機能喪失の認知，
自動減圧系等の作
動阻止操作及びほう酸水注入系の起
動操 作ま で 6 分 としているところ，訓練 実績 は 約 3 分。
想定の範囲内で意図している運転操作が実施可能であることを確認し
た。

143

操
作
条
件

第3表

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

項

解析上の操作開始時間目

添付 2.5.4-11

残 留熱 除 去系（ サプ レ ッショ ン・ プ ール
冷 却系 ） による 格納 容 器除熱操 作

事象発生から
17 分後

条件設定の
考え方

操作 不確 か さ要 因

残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器除熱
操作は，サプレッション・プール水
温度が 32℃以上となった場合に実施するが，有効性評価解析では初期条件としてサプレッショ
ン・プール水温度
を 32℃に設定している。
このため，事象初期の状況判断後，操作に要する時間を考慮して設定【認 知】
原子 炉停 止 機能 喪失 時に は 重要 監視 パ ラ メー タと な るサ プレ ッシ ョ ン・プー ル
水温度を継続監視しているため，認知に大幅な遅れが生じることは考えにくい。さ ら に，運 転員 の 認知 を助 け るた め にサ プレ ッ ショ ン・プ ー ル水 温度 上 昇によ る複 数 の警 報が 発信 す る 。以 上に よ り ，認 知遅 れが 操 作開 始時 間 に影 響を及ぼ す可 能 性は 非常 に小 さ い。
【要 員配 置 】
中央制御室での操作のみであり，運転員は中央制御室に常駐していることから， 操作 開 始時 間に 与え る 影響 はな い 。
【移 動】
中央 制御 室 内で の操 作の み であ り， 操 作 開始 時間 に 与え る影 響は な い。
【操 作所 要 時間 】
残留 熱系 に よる 格納 容器 除 熱操 作と し て 余裕 時間 も 含め 6 分 を設 定 して いる 。
中央 制御 室 の制 御盤 の操 作 スイ ッチ に よ る簡 易な 操 作で あり ，操 作所 要 時間 が長く なる 可 能性 は非 常に 低 く，操作 所要 時間 が操 作 開始 時間 に影 響 を及 ぼす 可
能性 は非 常 に小 さい 。
【他 の並 列 操作 有無 】
制御棒の手動挿入操作及び原子炉水位の低下維持操作を並行して実施する場
合が ある が，残留 熱 除去 系（ サプ レッ シ ョン・プ ール 冷却 系）によ る 格納 容器
除熱 操作 は これ らの 操作 に 優先 して 実 施 する もの で ある 。また ，複数 の 運転 員
にて 優先 順 位に 基づ き分 担 して 操作 を 実 施す るこ と とし てい るこ と から ，他 の並列 操作 は 操作 開始 時間 に 与え る影 響 は ない 。
【操 作の 確 実さ 】
中央 制御 室 の制 御盤 の操 作 スイ ッチ に よ る簡 易な 操 作で あり ，誤 操作 は 起こ りにく いこ と から，誤 操作 等が 操 作開 始時 間に 影響 を 及ぼ す可 能性 は 非常 に小 さい。

運転 員等 操 作時 間に与え る影 響

左記のとおり操作不確かさ要因により操
作開始時間に与える影響は小さいことから，実態 の 操作 開始 時
間は解析上の設定とほぼ 同等 で ある 。

評価 項目 と なる
パラ メー タ に与え る影 響操作 時間 余 裕

訓練 実績 等

実態の操作開始時間
は解析上の設定とほぼ同等であることから，評価 項目 に 与え る
影響 はな い 。

残留 熱除 去 系（ サプ レ
ッシ ョン・プー ル冷 却系）によ る 格納 容器 除熱操 作が 遅 れた 場合 ，
サプ レッ シ ョン・プ ー
ル水温度の上昇が大きく なる 。本重 要事 故シーケンスにおける
サプ レッ シ ョン・プ ー
ルの最高水温は約
115 ℃ で あ り ， 格 納 容器除熱操作を開始する事 象発 生 の 17 分 後における水温上昇率
は 2℃/ 分 程 度 で あ ることから，限界温度
200℃ に 対 し て 十 分 な
操作時間余裕を有してい る。

中央制御室における操作のため，シミュレータ（模擬操作含む。）にて訓練実績を取得。
訓練では，残留熱除去系（サプレッション・プール冷
却系）による格納容器除熱操作の時間は 約 6 分 。想 定
している範囲内で意図している運転操作が実施可能であることを確認した。

144

添付資料 2.5.5
リウェットを考慮しない場合の燃料被覆管温度への影響

1.

リウェットの考慮と燃料被覆管温度への影響
原子炉停止機能喪失の有効性評価においては，主蒸気隔離弁閉止による原子炉圧力の上昇や，給水加熱喪失に伴う給水系の炉心入口
サブクール度上昇による反応度印加に伴い原子炉出力が上昇し，燃料被覆管表面で沸騰遷移（ドライアウト）が発生することで燃料被覆管温度が上昇する。ドライアウトの発生により上昇した燃料被覆
管温度は再び水に覆われた状態となる（リウェット）ことで急減に低下する。よって，燃料被覆管の最高温度は，このリウェットを判定するモデルの影響を大きく受けることとなる。
原 子 炉 停 止 機 能 喪 失 の 有 効 性 評 価 で は ， リ ウ ェ ッ ト 判 定 に 「 BWRに お け る 過 渡 的 な 沸 騰 遷 移 後 の 燃 料 健 全 性 評 価 基 準 :2003」（ 2003 年
6 月 ，日 本 原 子 力 学 会 ）に お け る 相 関 式 ２ を 用 い て い る 。相 関 式 ２ によるリウェット判定は燃料被覆管温度に依存し，解析コードは燃料
被覆管温度を高めに評価することから，相関式２によるリウェット
判定時刻も遅くなる傾向となり，燃料被覆管温度評価の観点では保守的な評価となる。一方で，相関式２によるリウェット時刻の予測が及ぼす影響を確認しておくことは重要と考えられることから，ここではリウェットを考慮しない条件での燃料被覆管温度を評価し，その最高温度を確認した。

2.

評価条件
リウェットを考慮しないものとし，その他の条件については，有効 性 評 価 の 解 析 ケ ー ス （ 以 下 「 ベ ー ス ケ ー ス 」 と い う 。） と 同 じ で あ
添付 2.5.5-1

145

る。

3.

評価結果
リウェットを考慮しない場合の燃料被覆管温度の評価結果を第 1

図にベースケースの評価結果を第２図に示す。また，リウェットを考慮しない場合とベースケースとを比較した評価結果を第１表に示す。
リウェットを考慮しない場合，燃料被覆管表面でドライアウトが発生した後，燃料被覆管温度はリウェットによる低下がなく高い状態を継続する。その後，復水器ホットウェルの水位低下による給水系の停止に伴い，原子炉水位が低下することで原子炉出力が抑制さ
れ ， 熱 流 束 が 低 下 す る こ と で ， 事 象 発 生 か ら 約 250 秒 後 に は 燃 料 被覆管温度が低下する。
燃料被覆管の最高温度及び酸化量は，リウェットを考慮しないことによってベースケースに比べて高い値となるが，評価項目である
1,200℃ 及 び 酸 化 反 応 が 著 し く な る 前 の 被 覆 管 厚 さ の 15％ を 下 回 る 。
以上の結果より，リウェットを考慮しない場合について，原子炉停止機能喪失の重大事故等防止対策の有効性を評価しても評価項目を満足することを確認した。よって，リウェットモデルの精度に係らず，有効性評価「原子炉停止機能喪失」において評価項目を満足することを確認した。

添付 2.5.5-2

146

第 1表

リウェット考慮の有無による評価項目パラメータへの影響

項目

感度解析
(リウェット考慮無)

ベースケース(相関式２)

評価項目

燃料被覆管最高温度

約 1,060℃

約 872℃

1,200℃以下

燃料被覆管の酸化量

約 2％以下

1％以下

酸化反応が著しくなる前の被覆管厚さの 15％以下

添付 2.5.5-3

147

1400

1200
燃
燃料被覆管温度

料

1000

被
覆

800

管

600

温
(℃ )
度

400

（℃）

200

0
0

100

200

300

事 故 後 の 時 間 (s)第 1図

燃料被覆管温度の推移（リウェットを考慮しない場合）

1 . 燃 料 被 覆 管 温 度 （ 第 1 ス ペ ー サ ）（ ℃ ）2 . 燃 料 被 覆 管 温 度 （ 第 2 ス ペ ー サ ）（ ℃ ）3 . 燃 料 被 覆 管 温 度 （ 第 3 ス ペ ー サ ）（ ℃ ）4 . 燃 料 被 覆 管 温 度 （ 第 4 ス ペ ー サ ）（ ℃ ）燃料被覆管温度(℃ )事 故 後 の 時 間 (s)第 2図

燃 料 被 覆 管 温 度 の 推 移 （ ベ ー ス ケ ー ス （ 相 関 式 ２ ））添付 2.5.5-4148

添付資料 2.5.6
原子炉への注水に使用する水源とその水温の影響

1.

はじめに
今回の評価では，高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔離時冷却系の

水源はサプレッション・プールとしている。
一方，高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔離時冷却系の水源としては，復水貯蔵タンクに切り替えることも可能であり，復水貯蔵タン
ク の 水 温 は サ プ レ ッ シ ョ ン・プ ー ル の 水 温 と 比 較 し て 低 い こ と か ら ，
反応度の観点では厳しい条件となる。
このため，原子炉注水に用いる水源温度の影響を確認するため，
高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔離時冷却系の水源を復水貯蔵タン
ク と し ， か つ ， 水 温 を 復 水 貯 蔵 タ ン ク 水 温 低 警 報 設 定 点 で あ る 10℃と し た 場 合 の 感 度 解 析 を 実 施 し ，事 象 進 展 に 与 え る 影 響 を 確 認 し た 。

2.

評価条件
高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔離時冷却系の水源を復水貯蔵タ

ン ク と し ， 復 水 貯 蔵 タ ン ク の 水 温 を 10℃ と す る 。 そ の 他 の 条 件 は ベースケースの解析条件と同様とする。

3.

評価結果
評価結果を第 1 図から第 7 図に示す。また，評価結果のまとめを

第 1 表に示す。炉心に注入する水の温度が低くなるため，ベースケ
ースに比べて炉心入口のサブクールが高くなり，出力が高めに推移する。
ベースケースに比べて出力が高めに推移するため，サプレッショ
添付 2.5.6-1

149

ン・プールへの蒸気の流入量が多くなるが，サプレッション・プー
ルを水源として使用しないため，サプレッション・プールの水量が多く維持される。このため，サプレッション・プール水温の上昇が抑制されるものと考えるが，ベースケースの場合との差は僅かであ
る。

4.

まとめ
原子炉注水に用いる水源温度の影響を確認するため，高圧炉心ス

プレイ系及び原子炉隔離時冷却系の水源を復水貯蔵タンク，水温を10 ℃ と し た 場 合 に つ い て 評 価 し た 結 果 ， 評 価 項 目 と な る パ ラ メ ー タの最大値はベースケースとほぼ同じであり，評価項目を満足することを確認した。

第 1表

水源及び水温の差異による評価項目への影響

評価項目

感度解析
(復水貯蔵タンク
水温 10℃)

ベースケース(サプレッション・
プール)

判断基準

燃料被覆管最高温度

約 872℃

約 872℃

1,200℃以下

燃料被覆管の酸化量

1％以下

1％以下

原子炉冷却材バウン
ダリにかかる圧力

約 8.42MPa[gage]

約 8.42MPa[gage]

約 0.18MPa[gage]

約 0.20MPa[gage]

約 110℃

約 115℃

格納容器バウンダリにかかる圧力格納容器バウンダリの温度

添付 2.5.6-2

酸化反応が著しくなる前の被覆管厚さの 15％以下
10.34MPa[gage]（最高使用圧力の 1.2 倍）
を下回る
0.62MPa[gage]（限界圧力）
を下回る
200℃を下回る

150

1400

燃料被覆管温度

1.
2.

1200

燃
料

1000
1

被
覆

管)
(℃

第1ピーク(14ノード)
第2ピーク(17ノード)

800

2

2
1

600

温

2

度

400

（℃）

200

0
0

100

200

300

事 故 後 の 時 間 (s)第 1図

燃料被覆管温度（燃料被覆管最高温度発生位置）の推移（短期）

燃料被覆管温度

1.
2.
3.
4.

燃 料 被 覆 管 温 度 （ 第 1 ス ペ ー サ ）（ ℃ ）燃 料 被 覆 管 温 度 （ 第 2 ス ペ ー サ ）（ ℃ ）燃 料 被 覆 管 温 度 （ 第 3 ス ペ ー サ ）（ ℃ ）燃 料 被 覆 管 温 度 （ 第 4 ス ペ ー サ ）（ ℃ ）(℃ )事 故 後 の 時 間 (s)第 2図

燃料被覆管温度（沸騰遷移発生位置）の推移（短期）添付 2.5.6-3

151

1. 中 性 子 束 （ ％ ）2. 平 均 表 面 熱 流 束 （ ％ ）3. 炉 心 流 量 （ ％ ）事 故 後 の 時 間 (m)第 3図

中性子束，平均表面熱流束及び炉心流量の推移（長期）1. 原 子 炉 蒸 気 流 量 （ ％ ）2. 給 水 流 量 （ ％ ）事 故 後 の 時 間 (m)

第 4図

原子炉蒸気流量及び給水流量の推移（長期）添付 2.5.6-4

152

1. 原 子 炉 隔 離 時 冷 却 系 （ ％ ）2. 高 圧 炉 心 ス プ レ イ 系 （ ％ ）事 故 後 の 時 間 (m)

第 5図

原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系の流量の推移（長期）
1. 原 子 炉 圧 力 変 化 （ ×0.01MPa）
2 .原 子 炉 水 位 （ シ ュ ラ ウ ド 外 水 位 ） 変 化 （ ×5cm）

事 故 後 の 時 間 (m)

第 6図

原子炉圧力及び原子炉水位（シュラウド外水位）の推移（長期）
添付 2.5.6-5153

1. サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 水 温 度 （ ℃ ）2. 格 納 容 器 圧 力 （ ×0.005MPa[gage]）

事 故 後 の 時 間 (m)第 7図

サプレッション・プール水温度及び格納容器圧力の推移（長期）

添付 2.5.6-6

154

添付資料 2.5.7
高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔離時冷却系の運転可能性に関する
水源温度の影響1.

はじめに
今回の評価では，高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔離時冷却系の

水源はサプレッション・プールとしている。
今回のベースケース解析ケースでは，事象発生と同時に主蒸気隔離弁が閉止するため，原子炉で発生した蒸気が流入することでサプ
レ ッ シ ョ ン・プ ー ル 水 温 度 は 上 昇 し ，事 象 発 生 か ら 約 8 分 程 度 で 77℃ ，
28 分 程 度 で 106℃ を 上 回 り ，最 高 で 約 115℃ ま で 上 昇 す る 。こ の た め ，
高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔離時冷却系について，この温度領域での運転継続性について以下に述べる。

2.

高圧炉心スプレイ系の運転継続性に関する検討
高圧炉心スプレイ系は，サプレッション・プール水温度の上昇に伴うポンプのキャビテーションが想定されるものの，サプレッショ
ン・チャンバ内が飽和蒸気圧条件となることから，ＮＰＳＨの観点では運転継続性に問題ないものと考える。
また，高圧炉心スプレイ系には，高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水系を用いたポンプメカニカルシール冷却装置及び高圧炉
心スプレイ系ポンプ室空調が設置されており，配管及びポンプの内部 流 体 温 度（ サ プ レ ッ シ ョ ン・プ ー ル 水 温 度 ）が 最 大 115℃ に な っ た
場合でも運転継続性に問題はない。

添付 2.5.7-1

155

3.

原子炉隔離時冷却系の運転継続性に関する検討(1)

原子炉隔離時冷却系の運転継続性
事象発生から約 8 分程度でサプレッション・プールの水温度が原 子 炉 隔 離 時 冷 却 系 の 最 高 使 用 温 度 で あ る 77℃ を 超 え る が ， サ プ
レ ッ シ ョ ン・プ ー ル 水 温 度 106℃ ま で の 運 転 継 続 可 能 性 を 確 認 し ている。
仮 に 原 子 炉 隔 離 時 冷 却 系 が ，サ プ レ ッ シ ョ ン・プ ー ル 水 温 度 77℃
到達時に停止した場合の影響について感度解析により確認した。
(2)

評価条件
サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 水 温 度 77℃ 到 達 時 に 原 子 炉 隔 離 時 冷 却系が停止するものとする。その他の条件はベースケースの解析条
件と同様とする。
(3)

評価結果
評価結果を第 1 図〜第 7 図に示す。また，評価結果のまとめを

第 1 表に示す。燃料被覆管最高温度は，原子炉隔離時冷却系が自動起動する前の第 1 ピークにて発生していることから影響はない。
また，ベースケースと比べて原子炉隔離時冷却系による原子炉注
水が停止するタイミングが早くなることで，原子炉水位の低下に伴う自然循環による炉心流量の低下も早まる。解析上は炉心流量に依存するボロンミキシング特性について保守的な特性を使用しているため，炉心流量の低下が早まることで未臨界達成タイミン
グが遅くなり，その分サプレッション・プール水温度及び格納容
器圧力の最大値は高くなるが，ベースケースとの差は僅かである。

添付 2.5.7-2

156

4.

まとめ
高圧炉心スプレイ系はサプレッション・プール水温度が上昇した

場合でも運転継続性に問題ないことを確認した。また，サプレッシ
ョ ン ・ プ ー ル 水 温 度 が 77℃ に 到 達 し た 時 点 で 原 子 炉 隔 離 時 冷 却 系 が停止した場合の感度解析を実施した結果，評価項目となるパラメー
タに大きな影響はなく，評価項目を満足することを確認した。

第 1表

原子炉隔離時冷却系の有無による評価項目パラメータへの影響
項目

燃料被覆管最高温度（℃）

感度解析
ベースケース
(S/P 水温度 77℃ (S/P 水温度
にて停止)
106℃にて停止)
約 872
約 872

燃料被覆管の酸化量（％）

1％以下

1％以下

原子炉冷却材圧力バウンダリにかかる圧力（MPa[gage]）

約 8.42

約 8.42

約 0.26

約 0.20

約 124

約 115

原子炉格納容器バウンダリにかかる圧力(MPa[gage])
原子炉格納容器バウンダリの温度(サプレッション・プール水温(℃))

添付 2.5.7-3

評価項目
1200℃以下
酸化反応が著しくなる前の被覆管厚さの 15％以下
10.34MPa[gage]（最高圧力の 1.2 倍）
を下回る
0.62MPa[gage]（限界圧力）を下回る
200℃（限界温度）
を下回る

157

1400

燃料被覆管温度

燃
料

1.
2.

1200

1000

被
覆

管
(℃ )
温

第1ピーク（14ノード）
第2ピーク（17ノード）

1
800

2
1

2

600
2

度
400
（℃）

200

0
0

100

200

300

事 故
後後
のの時
事故
時 間（ｓ）間 (s)第 1図

燃料被覆管温度（燃料被覆管最高温度発生位置）の推移（短期）

燃料被覆管温度

1.
2.
3.
4.

燃 料 被 覆 管 温 度 （ 第 1 ス ペ ー サ ）（ ℃ ）燃 料 被 覆 管 温 度 （ 第 2 ス ペ ー サ ）（ ℃ ）燃 料 被 覆 管 温 度 （ 第 3 ス ペ ー サ ）（ ℃ ）燃 料 被 覆 管 温 度 （ 第 4 ス ペ ー サ ）（ ℃ ）(℃ )事 故 後 の 時 間 (s)第 2図

燃料被覆管温度（沸騰遷移発生位置）の推移（短期）添付 2.5.7-4

158

1. 中 性 子 束 （ ％ ）2. 平 均 表 面 熱 流 束 （ ％ ）3. 炉 心 流 量 （ ％ ）事 故 後 の 時 間 (m)第 3図

中性子束，平均熱流束及び炉心流量の推移（長期）1. 原 子 炉 蒸 気 流 量 （ ％ ）2. 給 水 流 量 （ ％ ）事 故 後 の 時 間 (m)

第 4図

原子炉蒸気流量及び給水流量の推移（長期）添付 2.5.7-5159

1. 原 子 炉 隔 離 時 冷 却 系 流 量 （ ％ ）2. 高 圧 炉 心 ス プ レ イ 系 流 量 （ ％ ）事 故 後 の 時 間 (m)

第 5図

原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系の流量の推移（長期）
1. 原 子 炉 圧 力 変 化 （ ×0.01MPa）
2. 原 子 炉 水 位 （ シ ュ ラ ウ ド 外 水 位 ） 変 化 （ ×5cm）

事 故 後 の 時 間 (m)

第 6図

原子炉圧力及び原子炉水位（シュラウド外水位）の推移（長期）
添付 2.5.7-6

160

1. サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 水 温 度 （ ℃ ）2. 格 納 容 器 圧 力 （ ×0.005MPa[gage]）

事 故 後 の 時 間 (m)第 7図

サプレッション・プール水温度及び格納容器圧力の推移（長期）

添付 2.5.7-7161

添付資料 2.5.8
外部電源の有無による評価結果への影響

1.

はじめに
今回の評価では，外部電源は喪失しない条件としており，給水系

や原子炉再循環ポンプはインターロックにより停止するまで運転を継続する。ここでは，外部電源が喪失した場合を仮定し，外部電源の有無が評価結果に与える影響を確認した。

2.

評価条件
外部電源はないものとする。その他の条件はベースケース解析と同様とする。

3.

評価結果
評 価 結 果 を 第 1 図 〜 第 14 図 に 示 す 。ま た ，評 価 結 果 の ま と め を 第1 表に示す。
事象発生と同時に外部電源が喪失するため，原子炉再循環ポンプが停止し，原子炉出力の上昇が抑制されることで，事象初期の燃料
被覆管温度の上昇はベースケースに比べて低めとなる。同様に，サプ レ ッ シ ョ ン・プ ー ル へ 放 出 さ れ る 蒸 気 量 も 少 な く な る こ と に よ り ，
サプレッション・プール水温度及び格納容器圧力の最大値はベースケースと比べて低くなる。
また，外部電源喪失により給復水系が停止し，原子炉水位が低下することから，ベースケースで見られた給水加熱喪失による原子炉
出力の上昇は発生しない。

添付 2.5.8-1

162

4.

まとめ
外部電源が無い場合の感度解析を実施し，評価項目となるパラメータに対する余裕が大きくなることを確認した。
また，外部電源が有ることにより使用可能となる給復水系及び再循環ポンプについては，一定期間これらの運転が継続する方が事象
進展は厳しくなることから，重大事故等対処設備として位置付ける必要はない。

第 1表

外部電源の有無による評価項目パラメータへの影響

燃料被覆管最高温度（℃）

感度解析(外部電源無)約 699

ベースケース(外部電源有)約 872

燃料被覆管の酸化量（％）

1％以下

1％以下

原子炉冷却材圧力バウンダリにかかる圧力（MPa[gage]）

約 8.20

約 8.42

約 0.14

約 0.20

約 103

約 115

項目

原子炉格納容器バウンダリにかかる圧力(MPa[gage])
原子炉格納容器バウンダリの温度(サプレッション・プール水温(℃))

添付 2.5.8-2

判断基準
1,200℃以下
酸化反応が著しくなる
前の被覆管厚さの15％以下10.34MPa[gage]（最高圧力の 1.2 倍）
を下回る
0.62MPa[gage]（限界圧力）を下回る
200℃（限界温度）
を下回る

163

1.中 性 子 束 （ ％ ）2.平 均 表 面 熱 流 束 （ ％ ）3.炉 心 流 量 （ ％ ）事 故 後 の 時 間 (s)第 1図

中性子束，平均表面熱流束及び炉心流量の推移（短期）

1.原 子 炉 蒸 気 流 量 （ ％ ）2.給 水 流 量 （ ％ ）事 故 後 の 時 間 (s)第 2図

原子炉蒸気流量及び給水流量の推移（短期）添付 2.5.8-3

164

1.原 子 炉 隔 離 時 冷 却 系 （ ％ ）2.高 圧 炉 心 ス プ レ イ 系 （ ％ ）事 故 後 の 時 間 (s)第 3図

原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系の流量の推移（短期）
1.原 子 炉 圧 力 変 化 （ ×0.01MPa）
2.原 子 炉 水 位 （ シ ュ ラ ウ ド 外 水 位 ） 変 化 （ ×5cm）
3.逃 が し 安 全 弁 流 量 （ ％ ）事 故 後 の 時 間 (s)

第 4図

原子炉圧力，原子炉水位（シュラウド外水位）及び逃がし安全弁流量の推移（短期）添付 2.5.8-4165

1.炉 心 平 均 ボ イ ド 率 （ ％ ）事 故 後 の 時 間 (s)

第 5図

炉心平均ボイド率の推移（短期）添付 2.5.8-5

166

1400

1200
燃料被覆管温度

燃
料

1000

被
覆

800

管
(℃ )
温

600

度

400

（℃）

200

0
0

100

200

300

事 故 後 の 時 間 (s)事 故 後 の 時 間（ｓ）

第 6図

燃料被覆管温度（燃料被覆管最高温度発生位置）の推移（短期）

燃料被覆管温度

1 . 燃 料 被 覆 管 温 度 （ 第 1 ス ペ ー サ ）（ ℃ ）2 . 燃 料 被 覆 管 温 度 （ 第 2 ス ペ ー サ ）（ ℃ ）3 . 燃 料 被 覆 管 温 度 （ 第 3 ス ペ ー サ ）（ ℃ ）4 . 燃 料 被 覆 管 温 度 （ 第 4 ス ペ ー サ ）（ ℃ ）(℃ )事 故 後 の 時 間 (s)第 7図

燃料被覆管温度（燃料被覆管最高温度発生位置）の推移

添付 2.5.8-6

167

1.中 性 子 束 （ ％ ）事 故 後 の 時 間 (m)第 8図

中性子束の推移（長期）1.炉 心 流 量 （ ％ ）事 故 後 の 時 間 (m)第 9図

炉心流量の推移

添付 2.5.8-7

168

1.平 均 表 面 熱 流 束 （ ％ ）2.給 水 流 量 （ ％ ）事 故 後 の 時 間 (m)

第 10 図

給水流量及び平均表面熱流束の推移（長期）1.原 子 炉 隔 離 時 冷 却 系 流 量 （ ％ ）2.高 圧 炉 心 ス プ レ イ 系 流 量 （ ％ ）事 故 後 の 時 間 (m)

第 11 図原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系の流量の推移（長期）

添付 2.5.8-8

169

1.原 子 炉 圧 力 変 化 （ ×0.01MPa）
2.原 子 炉 水 位 （ シ ュ ラ ウ ド 外 水 位 ） 変 化 （ ×5cm）

事 故 後 の 時 間 (m)

第 12 図原子炉圧力及び原子炉水位（シュラウド外水位）の推移（長期）
1.原 子 炉 水 位 （ シ ュ ラ ウ ド 外 水 位 ） 変 化 （ ×5cm）

第 13 図原子炉水位（シュラウド外水位）の推移（長期）添付 2.5.8-9

170

1.サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 水 温 度 （ ％ ）2 . 格 納 容 器 圧 力 （ × 0 . 0 0 5 M P a ［ g a g e ］）

事 故 後 の 時 間 (m)

第 14 図サプレッション・プール水温度及び格納容器圧力の推移（長期）

添付 2.5.8-10

171添付資料 2.5.9
コ メ ン ト No.163-33,48 に 対 す る 回 答

ほう酸水注入系を手動起動としていることについての整理1.

ほう酸水注入系を手動起動としている意図について
原子炉停止機能喪失時の操作は，「 非 常 時 運 転 手 順 書（ 徴 候 ベ ー ス ）」に規定されており，原子炉停止機能喪失の確認後に①ほう酸水注入
系 （ 以 下 「 Ｓ Ｌ Ｃ 」 と い う 。） の 起 動 操 作 ， ② 原 子 炉 水 位 の 低 下 操 作
及 び ③ 制 御 棒 の 手 動 挿 入 操 作 の 優 先 順 位 で 反 応 度 を 抑 制 す る 。ま た ，
操作を同時に実施できない場合は上記の優先順位に従い実施することが規定されており，このうちＳＬＣ起動操作は最優先で実施する操作である。ＳＬＣ起動操作は，訓練により事象発生から約 3 分程度で起動操作が可能であることを確認しており，大きな操作遅れを伴うことはないと考えられる。
ＳＬＣは炉心にほう酸水を注入することにより反応度を抑制する系統である。このため，起動時には炉水中の不純物をフィルタデミ
ネライザにより除去する原子炉冷却材浄化系は自動で隔離される。
仮にＳＬＣ起動時に原子炉冷却材浄化系が自動隔離されない場合，
フィルタデミネライザにより炉心部のほう酸が希釈され，反応度抑制に支障をきたす恐れがある。このため，運転手順において，ＳＬ
Ｃ起動時は原子炉冷却材浄化系の自動隔離を確認し，自動隔離に失敗している場合には手動隔離を実施することを重要操作としている。
以上により，ＳＬＣの起動操作は関連する設備やパラメータの状態を認識しつつ確実に実施することが最適であると考え，運転員の判断による手動起動としている。

2.

ＳＬＣ自動起動により期待される効果について
添付 2.5.9-1

172

Ｓ Ｌ Ｃ に よ る 反 応 度 抑 制 効 果 は 第 1 図 に 示 す と お り ， 30 分 程 度 の時間遅れを伴う非常に緩やかなものであり，事象初期の急激な出力変動に対応できるものではない。このことを踏まえると，仮に自動起動とした場合でも，事象初期の急激な出力変動に対応できるもの
ではなく，手動起動と自動起動でその効果に大きな違いは無いと考えられる。
また，ＳＬＣを自動起動とすることで，原子炉出力の低下が早まり，サプレッション・プールへの蒸気の流入量が低減し，サプレッ
シ ョ ン・プ ー ル 水 温 度 の 上 昇 が 抑 制 さ れ る こ と が 考 え ら れ る が ，第 2
図に示すとおり有効性評価におけるサプレッション・プール水温度の 最 大 値 は 115℃ で あ り ，ほ う 酸 水 の 炉 心 部 へ の 注 入 が 開 始 さ れ る 事
象 発 生 570 秒 後 の 水 温 上 昇 率 は 2℃ ／ min 程 度 で あ る こ と か ら ，仮 にＳ Ｌ Ｃ 起 動 操 作 が 10 分 程 度 遅 れ た 場 合 で も 評 価 項 目 で あ る 限 界 温 度（ 200℃ ）に 対 し て 十 分 な 余 裕 が あ り ，手 動 起 動 に よ る 多 少 の 操 作 の時間遅れは問題とならないと考える。
以上により，ＳＬＣについては，手動起動とすることで仮に自動化した場合に比べて時間遅れが生じるとしても，その効果に大きな違いは表れず，手動起動であっても自動起動とした場合とほぼ同等の効果が得られるものと考えられる。

3.

【参考】ＳＬＣ自動起動に関する海外の状況
ＳＬＣの自動起動は米国の一部のプラントにおいて採用されている 。 米 国 Ａ Ｂ Ｗ Ｒ の Design Control Document に よ る と ， 以 下 の 条
件での自動起動インターロックが設定されている。
・「 原 子 炉 圧 力 高 」 +「 Ｓ Ｒ Ｎ Ｍ が ダ ウ ン ス ケ ー ル 設 定 値 を 下 回 っ て
添付 2.5.9-2

173

い な い こ と 」 の AND 条 件 成 立 か ら 3 分
・「 原 子 炉 水 位 低 （ レ ベ ル ２ ）」 + 「 Ｓ Ｒ Ｎ Ｍ が ダ ウ ン ス ケ ー ル 設 定
値 を 下 回 っ て い な い こ と 」 の AND 条 件 成 立 か ら 3 分
・「 手 動 Ａ Ｒ Ｉ ／ Ｆ Ｍ Ｃ Ｒ Ｄ run-in 信 号 」 +「 Ｓ Ｒ Ｎ Ｍ が ダ ウ ン ス
ケ ー ル 設 定 値 を 下 回 っ て い な い こ と 」 の AND 条 件 成 立 か ら 3 分
上記のとおり，ＳＬＣの自動起動には 3 分の運転員の確認時間が含まれており，運転員による確認に期待したインターロックであることを考慮すると，運転員の対応としては手動起動と大きな違いは無いものと考える。なお，米国においてもＳＬＣの自動起動を採用しているのは一部のプラントに留まっている。

4.

結

論

ＳＬＣの起動操作は，関連する設備やパラメータの状態を認識しつつ確実に実施することが最適であると考えられ，また，手動起動の場合でも自動起動と同等の効果が得られると考えられることから，
現状は手動起動としている。

添付 2.5.9-3

1741. 中 性 子 束 （ ％ ）2. 炉 心 流 量 （ ％ ）約 10 分
ほう酸水の炉心への注入開始

約 40 分
原子炉水位低下維持操作開始

中性子束の緩やかな低下

事 故 後 の 時 間 (s)第 1図

ＳＬＣによる原子炉出力の抑制効果

1. サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 水 温 度 （ ℃ ）2. サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 圧 力 （ ×0.005MPa[gage]）

サプレッション・プール
水温度最大(115℃ )

ほう酸水の炉心への注入開始

サプレッション・プール水温度上昇率
約 2℃ ／ min

事 故 後 の 時 間 (s)第 2図

ＳＬＣによるサプレッション・プール水温度の抑制効果

添付 2.5.9-4

175