東海第二発電所 審査資料
資料番号
PS-C-1 改 79
提出年月日
平成 30 年 3 月 2 日

東海第二発電所

重大事故等対策の有効性評価

平成 30 年 3 月
日本原子力発電株式会社
本資料のうち，は商業機密又は核物質防護上の観点から公開できません。

下線部：今回提出範囲
目

1.

次

重大事故等への対処に係る措置の有効性評価の基本的考え方
1.1

概

1.2

評価対象の整理及び評価項目の設定

1.3

評価に当たって考慮する事項

1.4

有効性評価に使用する計算プログラム

1.5

有効性評価における解析の条件設定の方針

1.6

解析の実施方針

1.7

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価方針

1.8

必要な要員及び資源の評価方針

付録１

要事故シーケンスグループの抽出及び重要事故シーケンスの選定について

付録２

原子炉格納容器の温度及び圧力に関する評価

付録３

重大事故等対策の有効性評価に係るシビアアクシデント解析コード
について

2.

運転中の原子炉における重大事故に至るおそれがある事故
2.1

高圧・低圧注水機能喪失

2.2

高圧注水・減圧機能喪失

2.3

全交流動力電源喪失

2.3.1

全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）

2.3.2

全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ）

2.3.3

全交流動力電源喪失（ＴＢＰ）
目-1

付録１

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

下線部：今回提出資料
目

次

はじめに

1.

炉心損傷防止対策の有効性評価の事故シーケンスグループ抽出及び重要事故シーケンス選定について
1.1

事故シーケンスの抽出1.2抽出した事故シーケンスの整理

1.2.1

必ず想定する事故シーケンスグループとの対応

1.2.2

追加すべき事故シーケンスグループの検討

1.2.3

解釈に基づく事故シーケンスグループの分類

1.2.4

有効性評価の対象となる事故シーケンス

1.3

2.

重要事故シーケンスの選定

1.3.1

重要事故シーケンス選定の考え方

1.3.2

重要事故シーケンスの選定結果

格納容器破損防止対策の有効性評価の格納容器破損モード抽出及び評価事故シーケンスの選定について

2.1

格納容器破損モードの抽出

2.2

抽出した格納容器破損モードの整理

2.2.1

必ず想定する格納容器破損モードとの対応

2.2.2

追加すべき格納容器破損モードの検討

2.3

評価事故シーケンスの選定

2.3.1

評価対象とするプラント損傷状態の選定
i2.3.2

評価事故シーケンスの選定

2.3.3

炉心損傷防止が困難な事故シーケンス等における格納容器破損防止対策の有効性

2.3.4

必ず想定する事故シーケンスグループに対応しない炉心損傷に直結する事故シーケンスへの対応

3.

運転停止中原子炉における燃料損傷防止対策の有効性評価の運転停止中事故シーケンスグループ抽出及び重要事故シーケンスの選定に
ついて

3.1

事故シーケンスの抽出3.2抽出した事故シーケンスの整理

3.2.1

必ず想定する事故シーケンスグループとの対応

3.2.2

追加すべき事故シーケンスグループの検討

3.3

4.

重要事故シーケンスの選定

3.3.1

重要事故シーケンス選定の考え方

3.3.2

重要事故シーケンスの選定結果

事故シーケンスグループ及び重要事故シーケンス等の選定に活用したＰＲＡの実施プロセスについてii

表第 1− 1表 イ ベ ン ト ツ リ ー に よ り 抽 出 し た 事 故 シ ー ケ ン ス
第 1− 2表 Ｐ Ｒ Ａ の 結 果 に 基 づ く 新 た な 事 故 シ ー ケ ン ス グ ル ー プ の 検
討第 1− 3表 事 故 シ ー ケ ン ス グ ル ー プ の 主 要 な 炉 心 損 傷 防 止 対 策 及 び 炉
心損傷頻度
第 1− 4表 重 要 事 故 シ ー ケ ン ス 等 の 選 定
第 2− 1表 格 納 容 器 破 損 モ ー ド 別 格 納 容 器 破 損 頻 度
第 2− 2表 プ ラ ン ト 損 傷 状 態 （ Ｐ Ｄ Ｓ ） の 定 義
第 2− 3表 評 価 対 象 と す る プ ラ ン ト 損 傷 状 態 （ Ｐ Ｄ Ｓ ） の 選 定
第 2− 4表 格 納 容 器 破 損 防 止 対 策 の 評 価 事 故 シ ー ケ ン ス の 選 定
第 3− 1表 運 転 停 止 中 事 故 シ ー ケ ン ス グ ル ー プ 別 炉 心 損 傷 頻 度
第 3− 2表 重 要 事 故 シ ー ケ ン ス （ 運 転 停 止 中 ） の 選 定
第 3− 3表 燃 料 損 傷 ま で の 余 裕 時 間

図第 1− 1図 事 故 シ ー ケ ン ス グ ル ー プ 抽 出 及 び 重 要 事 故 シ ー ケ ン ス 選 定の全体プロセス
第 1− 2図 内 部 事 象 レ ベ ル １ Ｐ Ｒ Ａ に お け る イ ベ ン ト ツ リ ー
第 1− 3図 地 震 レ ベ ル １ Ｐ Ｒ Ａ に お け る 階 層 イ ベ ン ト ツ リ ー
第 1− 4図 地 震 レ ベ ル １ Ｐ Ｒ Ａ に お け る イ ベ ン ト ツ リ ー
第 1− 5図 津 波 レ ベ ル １ Ｐ Ｒ Ａ に お け る 階 層 イ ベ ン ト ツ リ ー
第 1− 6図 津 波 レ ベ ル １ Ｐ Ｒ Ａ に お け る イ ベ ン ト ツ リ ー
第 1− 7図 プ ラ ン ト 全 体 の 炉 心 損 傷 頻 度
第 1− 8図 事 故 シ ー ケ ン ス グ ル ー プ ご と の 寄 与 割 合iii

第 2− 1図 格 納 容 器 破 損 モ ー ド 抽 出 及 び 評 価 事 故 シ ー ケ ン ス 選 定 の 全体プロセス
第 2− 2図 シ ビ ア ア ク シ デ ン ト で 想 定 さ れ る 事 象 進 展 と 格 納 容 器 破 損
モード
第 2− 3図 内 部 事 象 レ ベ ル １ ． ５ Ｐ Ｒ Ａ に お け る イ ベ ン ト ツ リ ー
第 2− 4図 格 納 容 器 破 損 モ ー ド ご と の 寄 与 割 合
第 3− 1図 運 転 停 止 中 原 子 炉 に お け る 事 故 シ ー ケ ン ス グ ル ー プ 抽 出 及び重要事故シーケンス選定の全体プロセス
第 3− 2図 施 設 定 期 検 査 時 の プ ラ ン ト 状 態 と 主 要 パ ラ メ ー タ の 推 移
第 3− 3図 停 止 時 Ｐ Ｒ Ａ に お け る プ ラ ン ト 状 態 の 分 類 及 び 定 期 検 査 工
程第 3− 4図 停 止 時 Ｐ Ｒ Ａ に お け る イ ベ ン ト ツ リ ー
第 3− 5図 事 故 シ ー ケ ン ス グ ル ー プ ご と の 寄 与 割 合

別紙1.

有効性評価の事故シーケンスグループ等の選定に際しての外部事
象の考慮について

2.

外部事象に特有の事故シーケンスについて

3.

諸外国における炉心損傷防止対策の調査結果について

4.

ＴＢＷシーケンスの炉心損傷防止対策及び着眼点に基づく評価を踏まえた重要事故シーケンスの選定について

5.

重大事故等対処設備の津波からの防護について

6.

内部事象ＰＲＡにおける主要なカットセット及びＦＶ重要度に照らした重大事故等防止対策の有効性について

7.

地震ＰＲＡ，津波ＰＲＡにおける主要な事故シーケンスの対策に
iv

ついて
8.

格納容器破損モード「溶融炉心・コンクリート相互作用」の想定
及びその対策について9.

格納容器直接接触（シェルアタック）を格納容器破損モードの評
価対象から除外する理由について

10. 格 納 容 器 隔 離 失 敗 の 分 岐 確 率 の 根 拠 と 格 納 容 器 隔 離 失 敗 事 象 へ の対応について11. 「 Ｐ Ｒ Ａ の 説 明 に お け る 参 照 事 項 （ 平 成 25年 9月

原子力規制庁）」への東海第二発電所のＰＲＡの対応状況について
12. 東 海 第 二 発 電 所

ＰＲＡピアレビュー実施結果及び今後の対応方

針について
別添
東海第二発電所

確率論的リスク評価（ＰＲＡ）について

v

はじめに
「実用発電用原子炉及びその附属施設の位置，構造及び設備の基準に 関 す る 規 則 の 解 釈 」 （ 平 成 25 年 6 月 19 日 ） （ 以 下 「 解 釈 」 と いう。）に基づき，重大事故対策の有効性評価に係る事故シーケンスグ
ループ等の選定に際しては，個別プラントの確率論的リスク評価（以下「ＰＲＡ」という。）を活用している。
当社は従来から定期安全レビュー（ＰＳＲ）等の機会に内部事象を対象としたレベル１ＰＲＡ（出力運転時，停止時）及びレベル１．５
ＰＲＡの評価を実施してきており，これらのＰＲＡ手法を今回も適用した。また，現段階で適用可能な外部事象として，一般社団法人日本原子力学会において実施基準が標準化され，試評価等の実績を有する
地震レベル１ＰＲＡ及び津波レベル１ＰＲＡを適用対象とし，建屋・構築物等の大規模な損傷から発生する事象についても事故シーケンス
グループ等の選定に係る検討対象範囲とした。
また，ＰＲＡが適用可能でないと判断した外部事象については，定性的な検討から分析を実施した。
今回実施するＰＲＡの目的が重大事故対策の有効性評価を行う事故
シーケンスグループ等の選定への活用にあることを考慮し，これまでに整備したアクシデントマネジメント策（以下「ＡＭ策」という。）
や福島第一原子力発電所事故以降に実施した各種対策等を含めず，設計基準事故対処設備の機能にのみ期待する，仮想的なプラント状態を評価対象として，ＰＲＡモデルを構築した。
なお，今回のＰＲＡの実施に際しては，原子力規制庁配布資料「ＰＲ Ａ の 説 明 に お け る 参 照 事 項 （ 平 成 25 年 9 月 ） 」 を 参 照 し た 。

1

＜今回のＰＲＡの評価対象＞
今回のＰＲＡ
での取扱い

対象設備
設計基準事故対処設備考慮する

Ａ Ｍ 要 請 （ H4） 以 前 か ら 整 備 し て い る Ａ Ｍ 策 の 設 備・代替注水手段（給水系，制御棒駆動水圧系，補給水系及び消火系による原子炉への注水手段）考慮しない

Ａ Ｍ 要 請 （ H4） 以 降 に 整 備 し た Ａ Ｍ 策 の 設 備・代替反応度制御（ＡＴＷＳ緩和設備（代替原子炉再循環系ポンプトリップ機能）及びＡＴＷＳ
緩和設備（代替制御棒挿入機能））・代替注水手段（補給水系，消火系による原子炉・格納容器への注水手段）
・原子炉減圧の自動化
・格納容器からの除熱手段（耐圧強化ベント）
・電源の融通（高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機による非常用所内電気設備への給電）

考慮しない

緊急安全対策設備
・電源車
・消防車，消防ポンプ
・非常用発電機代替設備
・代替海水ポンプ
・代替注水車・建屋の水密扉の強化
・海水ポンプモータ予備品

考慮しない

重大事故等対処設備考慮しない

なお，「ＥＣＣＳ手動起動」，「原子炉手動減圧」，「残留熱除去
系の手動起動」，「高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔離時冷却系の水源切替」等の「設計基準事故対処設備の機能を作動させるための手動操作」は考慮

今回実施したＰＲＡの詳細については，「別添率論的リスク評価（ＰＲＡ）について」に示す。

2

東海第二発電所確

1.

炉心損傷防止対策の有効性評価の事故シーケンスグループ抽出及び重要事故シーケンス選定について
炉心損傷防止対策の有効性評価に係る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 選 定 の 全 体 プ ロ セ ス を 第 1− 1 図 に 示す。本プロセスに従い，各検討ステップにおける実施内容を整理し
た。
【概
(1)

要】
事故シーケンスの抽出
内部事象ＰＲＡ，外部事象ＰＲＡ（適用可能なものとして地震及び津波を選定）及びＰＲＡを適用可能でない外部事象についての定性的検討から事故シーケンスの抽出を実施した。

(2)抽出した事故シーケンスの整理抽出した事故シーケンスと必ず想定する事故シーケンスグルー
プとの比較を行い，必ず想定する事故シーケンスグループに対応
しない外部事象特有の事故シーケンスについては，頻度，影響等を確認し，事故シーケンスグループとしての追加要否を検討した。
また，抽出した事故シーケンスグループ内の事故シーケンスについて，国内外の先進的な対策を講じても炉心損傷防止が困難な事
故シーケンスは，格納容器破損防止対策の有効性評価にて取り扱うこととした。

(3)

重要事故シーケンスの選定
炉心損傷防止対策の有効性評価において想定する事故シーケン
スグループごとに，「実用発電用原子炉に係る炉心損傷防止対策
及び格納容器破損防止対策の有効性評価に関する審査ガイド（以下「審査ガイド」という。）」に記載の観点（共通原因故障・系
3

統間依存性，余裕時間，設備容量，代表性）に基づき，有効性評
価の対象とする重要事故シーケンスを選定した。

4

1.1

事故シーケンスの抽出
解釈には，炉心損傷防止対策の有効性評価に係る事故シーケンス

グループの個別プラント評価による抽出に関し，以下のとおり示さ
れている。
１−１
(a) 必 ず 想 定 す る 事 故 シ ー ケ ン ス グ ル ー プ①ＢＷＲ
・高圧・低圧注水機能喪失
・高圧注水・減圧機能喪失
・全交流動力電源喪失
・崩壊熱除去機能喪失
・原子炉停止機能喪失
・ＬＯＣＡ時注水機能喪失
・格納容器バイパス（インターフェイスシステムＬＯＣＡ）(b) 個 別 プ ラ ン ト 評 価 に よ り 抽 出 し た 事 故 シ ー ケ ン ス グ ル ー プ①個別プラントの内部事象に関する確率論的リスク評価（ＰＲＡ）及び外部事象に関するＰＲＡ（適用可能なもの）又はそれに代わる方法で評価を実施すること。
② そ の 結 果 ， 上 記 １ − １ (a) の 事 故 シ ー ケ ン ス グ ル ー プ に 含 まれない有意な頻度又は影響をもたらす事故シーケンスグルー
プが抽出された場合には，想定する事故シーケンスグループ
として追加すること。なお，「有意な頻度又は影響をもたらす 事 故 シ ー ケ ン ス グ ル ー プ 」 に つ い て は ， 上 記 １ − １ (a) の事故シーケンスグループと炉心損傷頻度又は影響度の観点から同程度であるか等から総合的に判断するものとする。

5

上 記 １ − １ (b)① に 関 し て ， 内 部 事 象 レ ベ ル １ Ｐ Ｒ Ａ に 加 え て Ｐ
ＲＡの適用可能な外部事象として，一般社団法人日本原子力学会において実施基準が標準化され，試評価等の実績を有する地震レベル
１ＰＲＡ及び津波レベル１ＰＲＡを実施し，事故シーケンスグルー
プの抽出を行った。
また，ＰＲＡの適用が困難と判断した地震及び津波以外の外部事
象（以下「その他の外部事象」という。）については，定性的な検討により発生する事故シーケンスの分析を行った。
事故シーケンスグループの抽出及び分析結果を以下に示す。
(1)

ＰＲＡに基づく抽出
内部事象レベル１ＰＲＡでは，各起因事象の発生後，炉心損傷
を 防 止 す る た め の 緩 和 手 段 等 の 組 合 せ を 評 価 し ， 第 1− 2 図 の イ
ベントツリーを用いて分析することで炉心損傷に至る事故シーケ
ンスを抽出している。
地震ＰＲＡ及び津波ＰＲＡに関しては，建屋・構築物等の大規模な損傷が発生し，直接的に炉心損傷に至る事故シーケンスや複数の機器等が同時に損傷し炉心損傷に至る事故シーケンスについても取り扱っており，プラントへ与える影響度の高い順に起因事
象階層イベントツリーの形で整理することで，複合的な事象発生の組合せも含めた事故シーケンスの抽出を実施している。また，
直接的に炉心損傷に至る事故シーケンス以外の事象については，
内部事象ＰＲＡと同様に各起因事象の発生から炉心損傷に至ることを防止するための緩和機能等の組合せをイベントツリーで分析し，事故シーケンスを抽出している。
地震ＰＲＡの起因事象階層イベントツリー及びイベントツリー
6

を 第 1− 3 図 及 び 第 1− 4 図 に ， 津 波 Ｐ Ｒ Ａ の 起 因 事 象 階 層 イ ベ ン
ト ツ リ ー 及 び イ ベ ン ト ツ リ ー を 第 1− 5 図 及 び 第 1− 6 図 に 示 す 。
地震や津波の場合，各安全機能の喪失に至るプロセスは異なる
ものの，起因事象が内部事象と同じであれば，炉心損傷を防止す
るための緩和手段も同じであるため，事故シーケンスも内部事象と同様である。また，地震レベル１ＰＲＡ及び津波レベル１ＰＲ
Ａでは，内部事象レベル１ＰＲＡでは想定していない複数の安全機能や緩和機能を有する機器が同時に損傷する事象や，建屋・構
築物等の大規模な損傷の発生により直接炉心損傷に至る事故シー
ケンスも扱っている。

各 Ｐ Ｒ Ａ よ り 抽 出 し た 事 故 シ ー ケ ン ス を 第 1− 1 表 に ， 評 価 結
果 を 第 1-2 表 ， 第 1− 7 図 及 び 第 1− 8 図 に 示 す 。
(2)

ＰＲＡに代わる検討に基づく分析
ＰＲＡの適用が困難と判断したその他の外部事象については，
その他の外部事象によって誘発される事象について検討した。内部火災及び内部溢水では，同一区画内に近接設置されている安全施設や制御回路が共通要因で機能喪失する可能性があり，過渡事
象等の発生が想定される。また，洪水，風（台風），竜巻，凍結，降水，積雪，落雷，地滑り，火山の影響，生物学的事象，森林火
災 ,人 為 事 象 等 に お い て 想 定 さ れ る 事 象 は ， い ず れ も 今 回 の Ｐ Ｒ
Ａで想定する起因事象に包絡されるため，その他の外部事象を考慮しても新たな事故シーケンスグループは抽出されないと推定した。
したがって，その他の外部事象を考慮しても新たな事故シーケ
7

ン ス は 抽 出 さ れ な い と 判 断 し た （ 別 紙 1） 。

8

1.2

抽出した事故シーケンスの整理
今回実施したレベル１ＰＲＡにより抽出した各事故シーケンス（ 第 1− 1 表 ） に つ い て ， 炉 心 損 傷 防 止 の た め の 緩 和 機 能 の 喪 失 状
況，プラントの状態及び炉心損傷に至る要因等の観点で分類した結果 と ， 解 釈 １ − １ (a) に 示 さ れ て い る 必 ず 想 定 す る 事 故 シ ー ケ ン ス
グループとの関係及び解釈１−２に示されている要件との関係等を
第 1− 2 表 ， 第 1− 7 図 及 び 第 1− 8 図 に 整 理 し た 。 ま た ， 整 理 の 内容を以下に示す。

1.2.1

必ず想定する事故シーケンスグループとの対応

今回実施したレベル１ＰＲＡにより抽出した各事故シーケンス（ 第 1− 1 表 ） に つ い て ， 炉 心 損 傷 防 止 の た め の 緩 和 機 能 の 喪 失 状
況，プラントの状態及び炉心損傷に至る主要因の観点で分類した。
具 体 的 に は 次 の (1)〜 (7)及 び こ れ 以 外 の 事 故 シ ー ケ ン ス に 分 類 し た 。
緩 和 機 能 の 喪 失 状 態 の 観 点 で ， 解 釈 １ − １ (a) の 必 ず 想 定 す る 事 故シーケンスグループに対応するものとして整理した。
(1)

高圧・低圧注水機能喪失（ＴＱＵＶ）
運転時の異常な過渡変化等の発生後，高圧注水機能を喪失し，原子炉の減圧には成功するが，低圧注水機能が喪失して，炉心の著 し い 損 傷 に 至 る 事 故 シ ー ケ ン ス を ， 解 釈 １ − １ (a) に 記 載 の 事
故シーケンスグループ「高圧・低圧注水機能喪失」に分類する。

(2)

高圧注水・減圧機能喪失（ＴＱＵＸ）
運転時の異常な過渡変化等の発生後，高圧注水機能及び原子炉減圧機能（自動減圧機能）を喪失し，炉心の著しい損傷に至る事
故 シ ー ケ ン ス を ， 解 釈 １ − １ (a) に 記 載 の 事 故 シ ー ケ ン ス グ ル ー
9プ「高圧注水・減圧機能喪失」に分類する。
(3)

全交流動力電源喪失（長期ＴＢ，ＴＢＤ，ＴＢＰ，ＴＢＵ）
外部電源喪失の発生時に区分Ⅰ及び区分Ⅱの非常用交流電源の確保に失敗するとともに，区分Ⅲの高圧炉心スプレイ系ディーゼ
ル発電機による高圧炉心スプレイ系専用の交流電源の確保に失敗することにより全交流動力電源喪失が発生し，安全機能を有する
系統及び機器が機能喪失することによって，炉心の著しい損傷に至 る 事 故 シ ー ケ ン ス を ， 解 釈 １ − １ (a) に 記 載 の 事 故 シ ー ケ ン ス
グループ「全交流動力電源喪失」に分類する。
なお，ＰＲＡでは電源喪失に至る事故シーケンスとして長期Ｔ
Ｂ，ＴＢＤ，ＴＢＰ及びＴＢＵに詳細化して抽出しているが，いずれも全交流動力電源喪失を伴う事故シーケンスであるため，解釈 １ − １ (a) に 記 載 の 事 故 シ ー ケ ン ス グ ル ー プ 「 全 交 流 動 力 電 源喪失」に該当するものとして整理する。また，高圧炉心スプレイ
系ディーゼル発電機による交流電源確保失敗は高圧炉心スプレイ系のシステムモデルに含めてモデル化していることから，区分Ⅰ
及び区分Ⅱの非常用交流電源の確保に失敗し，かつ高圧炉心スプ
レイ系による炉心冷却に失敗する事故シーケンスを本事故シーケ
ンスグループに分類することとする。

(4)

崩壊熱除去機能喪失（ＴＷ，ＴＢＷ）
運転時の異常な過渡変化等の発生後，原子炉の注水等の炉心冷却に成功するものの，格納容器からの崩壊熱除熱機能を喪失することで，炉心損傷前に格納容器が破損し，その後，炉心の著しい損 傷 に 至 る 事 故 シ ー ケ ン ス を ， 解 釈 １ − １ (a) に 記 載 の 事 故 シ ーケンスグループ「崩壊熱除去機能喪失」に分類する。
10

(5)

原子炉停止機能喪失（ＴＣ）
運転時の異常な過渡変化等の発生後，原子炉停止機能を喪失し，
炉 心 の 著 し い 損 傷 に 至 る 事 故 シ ー ケ ン ス を ， 解 釈 １ − １ (a) に 記
載の事故シーケンスグループ「原子炉停止機能喪失」に分類する。

(6)

ＬＯＣＡ時注水機能喪失（ＡＥ，Ｓ１Ｅ，Ｓ２Ｅ）
大破断ＬＯＣＡの発生後，高圧注水機能及び低圧注水機能が喪
失，又は，中小破断ＬＯＣＡの発生後の「高圧注水機能及び低圧
注水機能」又は「高圧注水機能及び原子炉減圧機能（自動減圧機能）」を喪失し，炉心の著しい損傷に至る事故シーケンスを，解
釈 １ − １ (a) に 記 載 の 事 故 シ ー ケ ン ス グ ル ー プ 「 Ｌ Ｏ Ｃ Ａ 時 注 水
機能喪失」に分類する。
なお，ＰＲＡではＬＯＣＡを起因として炉心損傷に至る事故シーケンスを，破断口の大きさに応じてＡＥ（大破断ＬＯＣＡを起因とする事故シーケンス），Ｓ１Ｅ（中破断ＬＯＣＡを起因とする事故シーケンス）及びＳ２Ｅ（小破断ＬＯＣＡを起因とする事
故シーケンス）に詳細化して抽出しているが，いずれもＬＯＣＡ
時の注水機能喪失を伴う事故シーケンスであるため，解釈１−１(a) に 記 載 の 事 故 シ ー ケ ン ス グ ル ー プ 「 Ｌ Ｏ Ｃ Ａ 時 注 水 機 能 喪 失 」に該当するものとして整理した。

(7)

格納容器バイパス（インターフェイスシステムＬＯＣＡ）（ＩＳＬＯＣＡ）
インターフェイスシステムＬＯＣＡの発生後，破損箇所の隔離に失敗し，格納容器貫通配管からの漏えいが防止できずに炉心の著 し い 損 傷 に 至 る 事 故 シ ー ケ ン ス を ， 解 釈 １ − １ (a) に 記 載 の 事
故シーケンスグループ「格納容器バイパス（インターフェイスシ11

ステムＬＯＣＡ）」に分類する。

1.2.2

追加すべき事故シーケンスグループの検討(1)

必ず想定する事故シーケンスグループに対応しない事故シーケンス
今 回 実 施 し た Ｐ Ｒ Ａ に よ り 抽 出 し た 各 事 故 シ ー ケ ン ス （ 第 1−1 表）のうち，緩和機能の喪失状況，炉心損傷に至る要因及びプラ ン ト へ の 影 響 等 の 観 点 で 解 釈 １ − １ (a) に 示 さ れ て い る 必 ず 想定する事故シーケンスグループに対応しない事故シーケンスグル
ープとして，地震・津波特有の事象である以下の事故シーケンスを抽出した。
ａ．津波浸水による注水機能喪失
防潮堤を越流した津波により非常用海水ポンプが被水・没水
し，最終ヒートシンクが喪失することにより，炉心損傷に至る
事故シーケンスグループである。この事故シーケンスグループ
は，防潮堤の健全性が維持され，津波による影響の程度が特定できる事故シーケンスグループであり，炉心損傷頻度が有意であることを考慮し，必ず想定する事故シーケンスグループに対応しない事象として抽出した。
ｂ．防潮堤損傷
津波波力により防潮堤が損傷し，多量の津波が敷地内に浸水することで，非常用海水ポンプが被水・没水して最終ヒートシ
ンクが喪失するとともに，屋内外の施設が広範囲にわたり機能喪失して炉心損傷に至る事故シーケンスである。この事故シー
ケンスは，防潮堤の損傷による津波の影響の程度を特定するこ
12

とが困難であるため，必ず想定する事故シーケンスグループに対応しない炉心損傷に直結する事象として抽出した。
ｃ．原子炉建屋損傷
地震による原子炉建屋の損傷により，建屋内の格納容器，原
子炉圧力容器等の構造物及び機器が広範囲にわたり損傷する可能性のある事故シーケンスである。
地震により原子炉建屋の損傷が発生した場合でも，損傷の規模や使用可能な緩和設備の状況によっては炉心損傷を防止できる可能性も考えられるが，一方で，原子炉停止や炉心冷却が困難となり，炉心損傷に至る可能性も考えられる。
このように，この事故シーケンスは原子炉建屋の損傷程度の特定が難しく，どの程度緩和設備に期待できるか厳密に特定することは困難であるため，必ず想定する事故シーケンスグルー
プに対応しない，炉心損傷に直結する事象として抽出した。
ｄ．格納容器損傷
地震による格納容器の損傷により，格納容器内の機器及び原
子炉圧力容器等の構造物が広範囲にわたり損傷する可能性のある事故シーケンスである。この事故シーケンスは格納容器の損傷程度の特定が難しく，どの程度緩和設備に期待できるか厳密に特定することは困難であるため，必ず想定する事故シーケン
スグループに対応しない，炉心損傷に直結する事象として抽出した。
ｅ．原子炉圧力容器損傷
地震による原子炉圧力容器の支持機能喪失等により，原子炉
圧力容器に接続されている原子炉冷却材圧力バウンダリ配管の13

損傷や，原子炉冷却材の流路閉塞が発生することにより，非常用炉心冷却系による炉心冷却効果が期待できなくなる可能性のある事故シーケンスである。
地震により原子炉圧力容器が損傷した場合，損傷の規模や使用可能な緩和設備の状況によっては炉心損傷を防止できる可能性も考えられるが，一方で，原子炉停止や炉心冷却が困難となり，炉心損傷に至る可能性も考えられる。
このように，この事故シーケンスは原子炉圧力容器の損傷程度の特定が難しく，どの程度緩和設備に期待できるか厳密に特定することは困難であるため，必ず想定する事故シーケンスグ
ループに対応しない炉心損傷に直結する事象として抽出した。
ｆ．格納容器バイパス
地震による格納容器外での配管破断等が発生し，かつ，原子炉冷却材圧力バウンダリに接続している主蒸気隔離弁，原子炉
冷却材浄化系隔離弁，給水系隔離弁等の損傷が同時に発生することにより，原子炉冷却材が格納容器外へ流出する事故シーケンスである。この事故シーケンスは高温・高圧の蒸気や溢水により原子炉建屋内の他の機器への悪影響を及ぼす可能性があるが，格納容器外への流出量や他の機器へ及ぼす悪影響の程度の特定が難しく，どの程度緩和設備に期待できるか厳密に特定することは困難である。
このように，この事故シーケンスの影響には不確かさが大き
く，配管破断の程度や破断箇所の特定，影響緩和措置の成立性等に応じた網羅的な事象進展の評価が困難であるため，必ず想定する事故シーケンスグループに対応しない，炉心損傷に直結
14

する事象として抽出した。
ｇ．原子炉冷却材圧力バウンダリ喪失（Ｅｘｃｅｓｓｉｖｅ

ＬＯＣＡ）
地震による原子炉冷却材圧力バウンダリを形成する格納容器
内配管の破断，又は逃がし安全弁の開放失敗による原子炉圧力上昇により，大破断ＬＯＣＡ（再循環系配管の両端破断）を超える規模の原子炉冷却材の流出（Ｅｘｃｅｓｓｉｖｅ

ＬＯＣＡ）が発生する事故シーケンスである。
大規模な地震においてＬＯＣＡが発生した場合であっても，原子炉冷却材圧力バウンダリの損傷規模によっては炉心損傷を防止できる可能性も考えられるが，一方で，ＥＣＣＳの注水機能の全喪失や，使用可能なＥＣＣＳの注水能力を上回る量の原
子炉冷却材の漏えいが発生することにより炉心損傷に至る可能性も考えられる。さらに，使用可能な緩和設備の状況によっては，格納容器の除熱に失敗する等の原因により，格納容器の破損に至る可能性も考えられる。
このように，地震による原子炉冷却材圧力バウンダリの損傷の規模や緩和機能の状態には不確かさが大きく，原子炉冷却材
圧力バウンダリの損傷規模や緩和機能の状態に応じて個別に事象収束の評価を実施することは困難であるため，保守的にＥｘ
ｃｅｓｓｉｖｅ

ＬＯＣＡ相当のＬＯＣＡが発生することを想定し，必ず想定する事故シーケンスグループに対応しない，炉心損傷に直結する事象として抽出した。
なお，後述するシーケンス選定の結果，大破断ＬＯＣＡについては国内外の先進的な対策を考慮しても炉心損傷防止対策を
15

講じることが困難な事故シーケンスとしている。破断の規模や使用可能な緩和設備の状況によっては格納容器の機能に期待できる場合も考えられる。
ｈ．計装・制御系喪失
地震による計装・制御系の損傷により，プラントの監視及び制御が広範に不能な状態に陥る可能性のある事故シーケンスである。
計装・制御系を喪失した状態であっても，喪失の規模や使用可能な緩和設備の状況によっては炉心損傷を防止できる可能性も考えられるが，一方で，ＥＣＣＳが起動不能になること等が原因で炉心損傷に至る可能性も考えられる。さらに，残留熱除去系が起動不能になること等の原因により，格納容器破損に至る可能性も考えられる。
このように，地震による計装・制御系の喪失の規模には不確
かさが大きく，計装・制御機能が喪失した際のプラントへの影
響を特定することは困難であるため，必ず想定する事故シーケ
ンスグループに対応しない，炉心損傷に直結する事象として抽
出した。
(2)

追加の要否の検討(1) ａ ． 〜 ｈ ． の 必 ず 想 定 す る 事 故 シ ー ケ ン ス グ ル ー プ に 対 応しない事故シーケンスグループについて，解釈に従い，新たに想定する事故シーケンスグループとしての追加の要否を頻度及び影響の観点から分析した。
津波特有の事象である「ａ．津波浸水による注水機能喪失」の事 故 シ ー ケ ン ス グ ル ー プ に つ い て は ， 炉 心 損 傷 頻 度 が 4.0×10 − ６16／炉年と有意な値であり，また，本事故シーケンスグループは敷地内への津波浸水によりプラントへの影響が他の事故シーケンスとは異なり，炉心損傷防止のために必要な対応が異なることから，新たに追加する事故シーケンスグループとして抽出した。
また，地震・津波特有の事象であるｂ．〜ｈ．の各事故シーケ
ンスについては，以下に示すとおり頻度及び影響の観点から検討した結果，解釈に基づき想定する事故シーケンスグループと比較して新たに追加する必要はないと総合的に判断した。
（頻度の観点）ｂ．〜ｈ．の外部事象特有の各事故シーケンスについては，これらの事故シーケンスの中で炉心損傷頻度が最も大きい「ｂ．防潮 堤 損 傷 」 に お い て も 炉 心 損 傷 頻 度 は 3.3×10 − ７ ／ 炉 年 で あ り ，
全 炉 心 損 傷 頻 度 に 対 し て 0.4％ 程 度 と 小 さ い 寄 与 と な っ て い る 。
また，これらの事故シーケンスは別紙 2 に示すとおり，炉心損傷に至らない小規模な事象も含まれた結果であることを考慮すると，現実的な炉心損傷頻度は更に小さくなると推定される。
（影響度の観点）ｂ．〜ｈ．の各事故シーケンスが発生した際の影響については，
具体的には炉心損傷に至るまでの余裕時間，炉心損傷の発生規模，
放射性物質の放出量等の着眼点が考えられるが，外部ハザードによる建屋や機器の損傷程度や組合せを特定することは困難であり，
炉心損傷に至らない小規模な事象から，建屋全体が崩壊し内部の安全系機器・配管の全てが機能を喪失するような深刻な事故まで，事象発生時にプラントに及ぼす影響は大きな幅を有する。したがって，これらの外部事象特有の事故シーケンスは，炉心損傷防止
17

対策の有効性評価の事故シーケンスグループとして単独で定義するものではなく，発生する事象の程度や組合せに応じて対応していくべきものである。
具体的には，炉心損傷に至らない小規模な事象の場合には，使用可能な炉心損傷防止対策や格納容器破損防止対策を柔軟に活用するとともに，建屋全体が崩壊し内部の安全系機器・配管の全てが機能喪失するような深刻な事故の場合には，可搬型のポンプ・電源，放水砲等を駆使した大規模損壊対策による対応も含め，臨機応変に影響緩和を試みる。

1.2.3

解釈に基づく事故シーケンスグループの分類

想定する事故シーケンスグループについて，以下に示す解釈１−
２の要件との対応を確認し，各事故シーケンスグループの対策の有効性確認における要件を整理した。

１−２

第１項に規定する「炉心の著しい損傷を防止するために必要な措置を講じたもの」とは，以下に掲げる要件を満たすものであること。

(a) 想 定 す る 事 故 シ ー ケ ン ス グ ル ー プ の う ち 炉 心 の 著 し い 損 傷後の原子炉格納容器の機能に期待できるものにあっては，
炉心の著しい損傷を防止するための十分な対策が計画されており，かつ，その対策が想定する範囲内で有効性があることを確認する。
(b) 想 定 す る 事 故 シ ー ケ ン ス グ ル ー プ の う ち 炉 心 の 著 し い 損 傷

18

後の原子炉格納容器の機能に期待することが困難なもの（格納容器先行破損シーケンス，格納容器バイパス等）にあっては，炉心の著しい損傷を防止する対策に有効性があることを確認する。

１−４

上 記 １ − ２ (a) の 「 十 分 な 対 策 が 計 画 さ れ て お り 」 とは，国内外の先進的な対策と同等のものが講じられていることをいう。

上記要件に基づいて，事故シーケンスグループを分類した結果は以下のとおりとなる。
解 釈 １ − ２ (a)に 分 類 さ れ る 事 故 シ ー ケ ン ス グ ル ー プ
・高圧・低圧注水機能喪失
・高圧注水・減圧機能喪失
・全交流動力電源喪失
・ＬＯＣＡ時注水機能喪失
・津波浸水による注水機能喪失
解 釈 １ − ２ (b)に 分 類 さ れ る 事 故 シ ー ケ ン ス グ ル ー プ
・崩壊熱除去機能喪失
・原子炉停止機能喪失
・格納容器バイパス（インターフェイスシステムＬＯＣＡ）

1.2.4

有効性評価の対象となる事故シーケンス

事故シーケンスグループ別に事故シーケンス及び炉心損傷防止対19

策 等 を 整 理 し た 結 果 を 第 1− 3 表 に 示 す 。
解 釈 １ − ２ (a) に 分 類 さ れ る 事 故 シ ー ケ ン ス グ ル ー プ に 対 し て は ，
炉心の著しい損傷を防止するための対策として，国内外の先進的な対策と同等のものが講じられていることが要求されている。
一 方 で ， 第 1− 3 表 に 整 理 し た 事 故 シ ー ケ ン ス の 中 に は ， 国 内 外の先進的対策を考慮しても，炉心損傷防止対策を講ずるものが困難
な事故シーケンスも存在する。具体的には以下に示す事故シーケンスが該当する。なお，国内外の先進的な対策と東海第二発電所の対策の比較については別紙 3 に示すとおりである。
①大破断ＬＯＣＡ＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗②直流電源喪失＋原子炉停止失敗③交流電源喪失＋原子炉停止失敗①の事故シーケンスは，大破断ＬＯＣＡの発生により原子炉圧力容器から多量の冷却材が失われていく事象であり，極めて短時間のうちに多量の注水を開始しなければ炉心損傷を防止することができない。今回の先進的対策の調査では，事象発生から極めて短時間のうちに多量の注水が可能な対策（インターロックの追設等）は確認できなかったことから，本事故シーケンスを国内外の先進的対策を考慮しても，炉心損傷防止対策を講じることが困難な事故シーケンスとした。
以上より，①の事故シーケンスについては，格納容器破損防止対策の有効性評価の対象とすることとし，炉心損傷防止対策の有効性
評価の対象とする事故シーケンスから除外した（重要事故シーケンス選定の対象とする事故シーケンスから除外する）。
①の事故シーケンスについても，炉心損傷後の原子炉への注水や20

格納容器スプレイ等の実施により，事象の緩和に期待できる。また，
今回整備する格納容器破損防止対策により格納容器の閉じ込め機能に 期 待 で き る こ と を 確 認 し て い る （ 「 2.3.3

炉心損傷防止が困難な事故シーケンス等における格納容器破損防止対策の有効性」参照）。
②，③の事故シーケンスは，原子炉停止失敗と，直流電源喪失又は全交流動力電源喪失が重畳する事故シーケンスである。制御棒による原子炉停止に期待できない場合の代替の原子炉停止手段である
ほう酸水注入系が直流電源喪失又は全交流動力電源喪失により機能
喪 失 す る こ と か ら ， 炉 心 損 傷 を 防 止 す る こ と が で き な い （ 別 紙 7） 。
②，③の事故シーケンスは地震レベル１ＰＲＡから抽出された事
故シーケンスである。原子炉スクラム失敗の支配的な要因として，カ ッ ト セ ッ ト の 分 析 結 果 （ 別 紙 7） か ら は ， 地 震 に よ る 炉 内 構 造 物の損傷等が抽出されている。今回の地震レベル１ＰＲＡでは，地震発生と同時に最大加速度を受けるものとして評価しているが，実機のスクラム信号「地震加速度大」は，最大加速度よりも十分小さな加速度で発信し，炉内構造物等が損傷する前に制御棒の挿入が完了すると考えられる。このため，現実的にはこれらの事故シーケンスは発生し難いと考えられ，炉心損傷防止対策の有効性を確認する事
故シーケンスとしては取り扱わないこととした。
な お ， 第 1− 3 表 に 示 す と お り ， ① 〜 ③ の 事 故 シ ー ケ ン ス の 全 炉
心損傷頻度への寄与割合は小さく，これらを除く全炉心損傷頻度の約 99.0 ％ 以 上 の 事 故 シ ー ケ ン ス が 炉 心 損 傷 防 止 対 策 の 有 効 性 評 価の対象範囲に含まれていることを確認している。
以上より，炉心損傷防止対策の有効性評価の対象とする事故シー
21

ケンスの選定については，これらを除く事故シーケンスを対象に実施することとする。

22

1.3

重要事故シーケンスの選定

1.3.1
(1)

重要事故シーケンス選定の考え方
重要事故シーケンス選定の着眼点に基づく整理

設置変更許可申請書における炉心損傷防止対策の有効性評価の実施に際しては，事故シーケンスグループごとに重要事故シーケンスの選定を実施している。重要事故シーケンスの選定に当たっては，
審査ガイドに記載の 4 つの着眼点を考慮している。なお，各着眼点については，事故シーケンスグループごとに関係が強いと考えられるものから「高」，「中」，「低」と分類して整理している。今回の重要事故シーケンスの選定に係る具体的な考え方は以下のとおりである。

【審査ガイドに記載の着眼点】
ａ．共通原因故障又は系統間の機能の依存性によって複数の設備が機能喪失し，炉心の著しい損傷に至る。
ｂ．炉心損傷防止対策の実施に対する余裕時間が短い。
ｃ．炉心損傷防止に必要な設備容量（流量又は逃がし弁容量等）が大きい。
ｄ．事故シーケンスグループ内のシーケンスの特徴を代表している。

ａ．共通原因故障，系統間機能依存性の観点
系統間の機能の依存性について，ある安全機能のサポート機能の喪失によって，複数の機器が機能喪失に至る場合を系統間機能依存性が高いと評価した。
23

【 例 1． 事 故 シ ー ケ ン ス グ ル ー プ (a)高圧・低圧注水機能喪失】

サポート系喪失を起因とするシーケンスは，系統間機能依存性によって多重性を有する機能の片区分の設備が機能喪失することから「中」とした。
【 例 2． 事 故 シ ー ケ ン ス グ ル ー プ (c)

全交流動力電源喪失】

いずれのシーケンスでも全交流動力電源喪失に至り，電源を必要とする多くの設備が機能喪失することから「高」とした。
ｂ．余裕時間の観点
余裕時間について，炉心損傷防止対策の対応操作に係る余裕時間を厳しくするため，事象が早く進展し，炉心損傷に至る時間が短い事故シーケンスを余裕時間が短いと評価した。
【 例 ． 事 故 シ ー ケ ン ス グ ル ー プ (a)高圧・低圧注水機能喪失】

過渡事象（給水流量の全喪失）を起因とする事故シーケンスについては，事象進展が早いことから「高」とした。また，サポー
ト系喪失（自動停止）を起因とする事故シーケンスについては，
過渡事象（給水流量の全喪失）に比べて事象進展が緩やかであることから「中」とした。原子炉を通常停止させる手動停止／サポート系喪失（手動停止）については，事象進展が遅いことから「低」とした。
ｃ．設備容量の観点
設備容量について，炉心損傷防止に際して，喪失した安全機能に係る対策の設備容量への要求が大きくなる事故シーケンスを設
備容量が大きいと評価した。
【 例 ． 事 故 シ ー ケ ン ス グ ル ー プ (a)高圧・低圧注水機能喪失】

事象進展が早く余裕時間が短い場合，崩壊熱が高く必要な設備
24容量が大きくなる。また，逃がし安全弁の再閉鎖に失敗する事故
シーケンスは，代替注水の開始時点で原子炉が一定程度減圧されているため，逃がし安全弁の設備容量は再閉鎖失敗の方が厳しくなる。以上より，過渡事象（給水流量の全喪失）又はサポート系
喪失（自動停止）を起因として逃がし安全弁の再閉鎖に成功している事故シーケンスを「高」，過渡事象（給水流量の全喪失）又はサポート系喪失（自動停止）を起因として逃がし安全弁の再閉鎖に失敗している事故シーケンスを「中」，手動停止／サポート
系喪失（手動停止）を起因とする事故シーケンスを「低」とした。
ｄ．事故シーケンスグループ内での代表性の観点
代表性について，各事故シーケンスグループにおいて炉心損傷頻度が大きく，事象進展が事故シーケンスグループの特徴を有しているものを代表性が高いと評価した。
【 例 ． 事 故 シ ー ケ ン ス グ ル ー プ (a)高圧・低圧注水機能喪失】

事故シーケンスグループの中で最も炉心損傷頻度の高いドミナ
ントシーケンスを「高」，事故シーケンスグループ別の炉心損傷
頻 度 に 対 し て 1％ 以 上 の 寄 与 を 持 つ シ ー ケ ン ス を 「 中 」 ， 1％ 未
満のシーケンスを「低」とした。
なお，上記の代表性に係る評価においては，同じ事故シーケンスとして分類されたものについては，内部事象出力運転時レベル
１ＰＲＡ，地震レベル１ＰＲＡ及び津波レベル１ＰＲＡに関わらず，同一の事故シーケンスとして扱い，炉心損傷頻度の比較を行っている。本来，各ＰＲＡは扱う事象が異なるため，結果の不確
かさや評価の精度が異なるものであり，同一の事故シーケンスとして扱った上で炉心損傷頻度の比較を行うことの可否（比較可能25性）については，ＰＲＡの結果を活用する際の目的に照らして十分留意する必要がある。今回は重要事故シーケンスの選定の考え方を以下のとおりとしていることから，結果の不確かさやＰＲＡ間の制度の違いを考慮しても，炉心損傷頻度を足し合わせて用いることによる問題は生じないものと判断した。
○

今 回 抽 出 さ れ た 事 故 シ ー ケ ン ス に つ い て は ， 第 1-4 表 に 示 す と おり，結果的に，事故シーケンスグループ内において選定対象とした全ての事故シーケンスに対して，おおむね同じ重大事故等対処
設備で対応できるものと考えている。このため，重要事故シーケ
ンスの選定に当たっては，その対応の厳しさに重きをおいて選定することが適切と考え，主に着眼点ｂ及びｃによって重要事故シーケンスを選定している。これは，決定論的な評価である有効性評価においては，対応が厳しい事故シーケンスを評価することで，選定対象とした全ての事故シーケンスに対しても重大事故等対処
設備の有効性を確認できると考えたためである。

○

着眼点ｄについては，対応の厳しさ等の選定理由が同等とみなせる場合にのみ重要事故シーケンスの選定の基準として用いており，
結果的に全交流動力電源喪失及び崩壊熱除去機能喪失の事故シー
ケンスグループにおいて，重要事故シーケンスの選定の理由としている。なお，崩壊熱除去機能喪失で選定した重要事故シーケン
スは，内部事象出力運転時レベル１ＰＲＡ及び地震レベル１ＰＲ
Ａ か ら 抽 出 さ れ た 事 故 シ ー ケ ン ス で あ っ た が ， 第 1-4 表 に 示 す とおり，いずれのＰＲＡにおいても，事故シーケンスグループ内で最も高い炉心損傷頻度となった事故シーケンスである。

(2)

同一のシーケンスグループ内で対策が異なる場合の整理
26

事故シーケンスグループは，基本的に喪失した機能あるいはその組合せによって決定されるものであり，起因事象や機能喪失の原因には依存しない。しかしながら，事故シーケンスへの対策の観点では，同じ事故シーケンスグループに分類される事故シーケンスでも，喪失した機能の喪失原因が異なる場合，有効な対策が異なることがある。
具体的には，全交流動力電源喪失の事故シーケンスグループがこれに該当するが，同じ炉心損傷防止対策で対応可能な事故シーケン
スをひとつの事故シーケンスグループとし，細分化した各事故シー
ケンスグループからそれぞれ重要事故シーケンスを選定した。

1.3.2

重要事故シーケンスの選定結果

1.3.1 項 の 選 定 の 着 眼 点 を 踏 ま え ， 同 じ 事 故 シ ー ケ ン ス グ ル ー プに複数の事故シーケンスが含まれる場合には，事象進展が早いもの
等，より厳しい事故シーケンスを重要事故シーケンスとして選定した 。 な お ， 「 (3) 全 交 流 動 力 電 源 喪 失 」 で は ， 安 全 機 能 の 喪 失 状 況が異なる事故シーケンスが抽出されたため，複数の事故シーケンスを重要事故シーケンスとして選定した。各事故シーケンスグループ
に対する重要事故シーケンスの選定理由及び選定結果について，第1− 4 表 及 び 以 下 に 示 す 。
(1)ⅰ)

高圧・低圧注水機能喪失
事故シーケンス①過渡事象＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗②過渡事象＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋高圧炉心冷却失敗＋
低圧炉心冷却失敗
27

③手動停止／サポート系喪失（手動停止）＋高圧炉心冷却失
敗＋低圧炉心冷却失敗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＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗⑤サポート系喪失（自動停止）＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉
心冷却失敗⑥サポート系喪失（自動停止）＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋
高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗
ⅱ)

事故シーケンスグループの特徴
ⅰ )に 含 ま れ る 事 故 シ ー ケ ン ス は ， 運 転 時 の 異 常 な 過 渡 変 化等の発生後，高圧注水機能及び低圧注水機能を喪失し，炉心損
傷に至る事故シーケンスである。本事故シーケンスグループへの対策としては，代替注水手段による原子炉注水が考えられる。

ⅲ)

有効性を確認する主な炉心損傷防止対策
・手動減圧・低圧代替注水系（常設）・代替格納容器スプレイ冷却系（常設）・格納容器圧力逃がし装置又は耐圧強化ベント
・常設代替高圧電源装置
・常設代替直流電源設備

ⅳ)

選定した重要事故シーケンス①過渡事象＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗

ⅴ)

選定理由
過渡事象（給水流量の全喪失）を起因とする事故シーケンス
は，事象進展が早いため，余裕時間の観点で厳しい。また，逃28

がし安全弁の再閉鎖に成功する事故シーケンスは，逃がし安全弁の再閉鎖に失敗する事故シーケンスに比べて，逃がし安全弁の設備容量の観点で厳しい。さらに，代表性の観点からは①の事故シーケンスの炉心損傷頻度が最も高い。
以上より，着眼点における「高」の数が最も多い①の事故シーケンスを重要事故シーケンスとして選定した。
なお，本事故シーケンスグループは，各事故シーケンスに対して有効と考えられる主な対策に差異がない。このため，起因事象発生後の事象進展が早いと考えられる過渡事象を起因とした①の事故シーケンスは，②〜⑥の事故シーケンスに対して包絡性を有しているものと考える。
(2)ⅰ)

高圧注水・減圧機能喪失
事故シーケンス①過渡事象＋高圧炉心冷却失敗＋原子炉減圧失敗②手動停止／サポート系喪失（手動停止）＋高圧炉心冷却失
敗＋原子炉減圧失敗③サポート系喪失（自動停止）＋高圧炉心冷却失敗＋原子炉
減圧失敗

ⅱ)

事故シーケンスグループの特徴
ⅰ )に 含 ま れ る 事 故 シ ー ケ ン ス は ， 運 転 時 の 異 常 な 過 渡 変 化等の発生後，高圧注水機能及び原子炉減圧機能（自動減圧機能）を喪失し，炉心損傷に至る事故シーケンスである。本事故シー
ケンスグループに対する対策としては，代替減圧手段による原子炉減圧後の低圧ＥＣＣＳによる原子炉冷却が考えられる。

ⅲ)

有効性を確認する主な炉心損傷防止対策
29

・低圧炉心スプレイ系
・過渡時自動減圧機能・残留熱除去系
ⅳ)

選定した重要事故シーケンス①過渡事象＋高圧炉心冷却失敗＋原子炉減圧失敗

ⅴ)

選定理由
過渡事象（給水流量の全喪失）を起因とする事故シーケンス
は，事象進展が早いため，余裕時間の観点及び原子炉減圧に必
要な設備容量の観点で厳しい。また，代表性の観点からは①の事故シーケンスの炉心損傷頻度が最も高い。
以上より，着眼点における「高」の数が最も多い①の事故シーケンスを重要事故シーケンスとして選定した。
なお，本事故シーケンスグループは，各事故シーケンスに対して有効と考えられる主な対策に差異がない。このため，起因事象発生後の事象進展が早いと考えられる過渡事象を起因とした①の事故シーケンスは，②及び③の事故シーケンスに対して包絡性を有しているものと考える。

(3)

全交流動力電源喪失
本事故シーケンスグループからは，安全機能の喪失状況が異なるシーケンスが抽出されたため，原子炉圧力，余裕時間及び対応する主な炉心損傷防止対策に着目して事故シーケンスグループを
以下の 3 つに細分化した。
①長期ＴＢ②ＴＢＤ，ＴＢＵ③ＴＢＰ
30

なお，ＴＢＵは，全交流動力電源喪失の発生後，高圧炉心冷却にも失敗する事故シーケンスであり，ＴＢＤは，区分Ｉ及び区分Ⅱの直流電源の喪失により非常用ディーゼル発電機が機能喪失して全交流動力電源喪失に至り，区分Ⅰの直流電源喪失により原子
炉隔離時冷却系が機能喪失し，高圧炉心スプレイ系にも失敗する
事故シーケンスである。ＴＢＵにおいては直流電源が健全である
ため，設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設備の計装設備は健全である。一方，ＴＢＤにおいては区分Ｉ及び区分Ⅱの直流電源の喪失により設計基準事故対処設備の計装設備が機能喪失す
るが，直流電源は重大事故等対処設備の常設代替直流電源設備が健全であり，重大事故等対処設備の計装設備は緊急用直流母線から給電されるため，直流電源及び計装設備の機能は維持される。
また，ＴＢＤ，ＴＢＵはいずれも事象発生初期に高圧注水機能が喪失する事故シーケンスであること，主な炉心損傷防止対策はい
ずれも高圧代替注水系であることから，ひとつのグループとした。
(3− 1) 長 期 Ｔ Ｂ
ⅰ)

事故シーケンス①外部電源喪失＋ＤＧ失敗＋ＨＰＣＳ失敗（ＲＣＩＣ成功）②サポート系喪失（直流電源故障）（外部電源喪失）＋ＤＧ
失敗＋ＨＰＣＳ失敗（ＲＣＩＣ成功）

ⅱ)

事故シーケンスグループの特徴
ⅰ )に 含 ま れ る 事 故 シ ー ケ ン ス は ， 外 部 電 源 喪 失 の 発 生 後 ，
非常用ディーゼル発電機の故障により全交流動力電源喪失が発生し，高圧炉心スプレイ系による炉心冷却に失敗するが，原子炉隔離時冷却系による炉心冷却に成功する事故シーケンスであ31

り，交流電源が復旧しない場合は蓄電池が枯渇することにより原子炉隔離時冷却系の運転継続が不能となり，原子炉が高圧状
態で炉心損傷に至る事故シーケンスである。本事故シーケンス
グループに対する対策としては，交流電源に依存しない代替注
水手段による原子炉注水が考えられる。
ⅲ)

有効性を確認する主な炉心損傷防止対策
・原子炉隔離時冷却系
・手動減圧・低圧代替注水系（可搬型）・代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）・残留熱除去系
・常設代替高圧電源装置
・常設代替直流電源設備

ⅳ)

選定した重要事故シーケンス①外部電源喪失＋ＤＧ失敗＋ＨＰＣＳ失敗（ＲＣＩＣ成功）

ⅴ)

選定理由
「長期ＴＢ」に分類される①及び②の事故シーケンスは，いずれも全交流動力電源が喪失しているため，共通原因故障・系
統間機能依存性の観点では差異がない。また，事象進展が同様であるため，余裕時間及び設備容量の観点についても差異がな
い。代表性の観点からは①の事故シーケンスの炉心損傷頻度が最も高い。
以上より，着眼点における「高」の数が多い①のシーケンスを重要事故シーケンスとして選定した。
なお，「長期ＴＢ」に分類される事故シーケンスは，各事故
32

シーケンスに対して有効と考えられる主な対策に差異がない。
このため，①の事故シーケンスは，②の事故シーケンスに対して包絡性を有しているものと考える。
(3− 2) Ｔ Ｂ Ｄ ， Ｔ Ｂ Ｕ
ⅰ)

事故シーケンス③外部電源喪失＋直流電源失敗＋高圧炉心冷却失敗④外部電源喪失＋ＤＧ失敗＋高圧炉心冷却失敗⑤サポート系喪失（直流電源故障）（外部電源喪失）＋ＤＧ
失敗＋高圧炉心冷却失敗

ⅱ)

事故シーケンスグループの特徴
ⅰ )に 含 ま れ る 事 故 シ ー ケ ン ス は ， 外 部 電 源 喪 失 の 発 生 後 ，
直流電源又は非常用ディーゼル発電機の故障により全交流動力
電源喪失が発生し，高圧炉心冷却にも失敗することにより，原子炉が高圧状態で炉心損傷に至る事故シーケンスである。本事
故シーケンスグループに対する対策としては，交流電源に依存しない高圧代替注水手段による原子炉注水，又は代替直流電源
による原子炉減圧後の低圧代替注水手段による原子炉注水が考
えられる。

ⅲ)

有効性を確認する主な炉心損傷防止対策
・高圧代替注水系
・手動減圧
・低圧代替注水系（可搬型）・代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）・残留熱除去系
・常設代替高圧電源装置
33

・常設代替直流電源設備
ⅳ)

選定した重要事故シーケンス③外部電源喪失＋直流電源失敗＋高圧炉心冷却失敗

ⅴ)

選定理由
「ＴＢＤ，ＴＢＵ」に含まれる事故シーケンスは，いずれも全交流動力電源が喪失しているため，共通原因故障・系統間機能依存性の観点では差異がない。また，余裕時間及び設備容量の観点からは，いずれの事故シーケンスも事象進展の早さには差異はないものの，直流電源が喪失する事故シーケンスは代替
注 水 設 備 の 起 動 に 必 要 な 直 流 電 源 を 緊 急 用 125V 系 蓄 電 池 か ら給電するための直流電源の切替操作が必要となり，代替直流電源の必要容量も大きくなるため，直流電源が喪失する事故シー
ケンスの方が厳しい。さらに，代表性の観点からは，③の事故
シーケンスの炉心損傷頻度が最も高い。
以上より，着眼点における「高」の数が最も多い③の事故シーケンスを重要事故シーケンスとして選定した。
なお，「ＴＢＤ，ＴＢＵ」に分類される事故シーケンスは，各事故シーケンスに対して有効と考えられる主な対策に差異はな い が ， ③ の 事 故 シ ー ケ ン ス は 緊 急 用 125V 系 蓄 電 池 へ の 直 流
電源の切替操作が必要となることから，④及び⑤の事故シーケ
ンスに対して包絡性を有しているものと考える。

(3− 3)Ｔ Ｂ Ｐ
ⅰ)

事故シーケンス⑥外部電源喪失＋ＤＧ失敗＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋ＨＰ
ＣＳ失敗
34

⑦サポート系喪失（直流電源故障）（外部電源喪失）＋ＤＧ
失敗＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋ＨＰＣＳ失敗
ⅱ)

事故シーケンスグループの特徴
ⅰ )に 含 ま れ る 事 故 シ ー ケ ン ス は ， 外 部 電 源 喪 失 の 発 生 後 ，
非常用ディーゼル発電機の故障により全交流動力電源喪失が発生し，高圧炉心スプレイ系の運転に失敗するとともに逃がし安
全弁再閉鎖失敗により原子炉圧力が徐々に低下することで，原子炉隔離時冷却系が運転不能となることにより，原子炉が低圧状態で炉心損傷に至る事故シーケンスである。本事故シーケン
スグループへの対策としては，交流電源に依存しない代替注水手段による原子炉注水が考えられる。

ⅲ)

有効性を確認する主な炉心損傷防止対策
・原子炉隔離時冷却系
・手動減圧・低圧代替注水系（可搬型）・代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）・残留熱除去系
・常設代替高圧電源装置
・常設代替直流電源設備

ⅳ)

選定した重要事故シーケンス⑥外部電源喪失＋ＤＧ失敗＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋高圧
炉心冷却失敗ⅴ)

選定理由「ＴＢＰ」に分類される⑥及び⑦の事故シーケンスは，いずれも全交流動力電源が喪失しているため，共通原因故障・系統
35

間機能依存性の観点では差異がない。また，事象進展が同様であるため，余裕時間及び設備容量の観点についても差異がない。
代表性の観点からは⑥の事故シーケンスの炉心損傷頻度が最も高い。
以上より，着眼点における「高」の数が最も多い⑥の事故シーケンスを重要事故シーケンスとして選定した。なお，「ＴＢＰ」に分類される事故シーケンスは，各事故シーケンスに対して有効と考えられる主な対策に差異がない。このため，⑥の事
故シーケンスは，⑦の事故シーケンスに対して包絡性を有しているものと考える。
(4)ⅰ)

崩壊熱除去機能喪失
事故シーケンス①過渡事象＋ＲＨＲ失敗②過渡事象＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋ＲＨＲ失敗③外部電源喪失＋ＤＧ失敗（ＨＰＣＳ成功）④外部電源喪失＋ＤＧ失敗＋逃がし安全弁再閉鎖失敗（ＨＰＣＳ成功）⑤外部電源喪失＋直流電源失敗（ＨＰＣＳ成功）⑥手動停止／サポート系喪失（手動停止）＋ＲＨＲ失敗⑦手動停止／サポート系喪失（手動停止）＋逃がし安全弁再
閉鎖失敗＋ＲＨＲ失敗⑧サポート系喪失（自動停止）＋ＲＨＲ失敗⑨サポート系喪失（自動停止）＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋
ＲＨＲ失敗⑩サポート系喪失（直流電源故障）（外部電源喪失）＋ＤＧ
36

失敗（ＨＰＣＳ成功）⑪サポート系喪失（直流電源故障）（外部電源喪失）＋ＤＧ
失敗＋逃がし安全弁再閉鎖失敗（ＨＰＣＳ成功）⑫中小破断ＬＯＣＡ＋ＲＨＲ失敗⑬大破断ＬＯＣＡ＋ＲＨＲ失敗
ⅱ)

事故シーケンスグループの特徴
ⅰ )に 含 ま れ る 事 故 シ ー ケ ン ス は ， 運 転 時 の 異 常 な 過 渡 変 化等の発生後，原子炉の注水等の炉心冷却に成功するものの，格納容器からの崩壊熱除去機能が喪失することで，炉心損傷前に格納容器が破損し，その後，炉心損傷に至る事故シーケンスである。本事故シーケンスグループに対する対策としては，代替除熱手段による格納容器除熱が考えられる。

ⅲ)

有効性を確認する主な炉心損傷防止対策
機能喪失した崩壊熱除去機能に対する代替除熱手段として，
ＲＨＲ故障時及び取水機能喪失時の状況を想定し，それぞれ以下の炉心損傷防止対策の有効性を確認する。
[Ｒ Ｈ Ｒ 故 障 時 ]・原子炉隔離時冷却系
・高圧炉心スプレイ系
・手動減圧
・低圧代替注水系（常設）・代替格納容器スプレイ冷却系（常設）・格納容器圧力逃がし装置又は耐圧強化ベント
・常設代替高圧電源装置
・常設代替直流電源設備
37

[取 水 機 能 喪 失 時 ]・原子炉隔離時冷却系
・手動減圧・低圧代替注水系（常設）
・残留熱除去系
・緊急用海水系・常設代替高圧電源装置
・常設代替直流電源設備
ⅳ)

選定した重要事故シーケンス①過渡事象＋ＲＨＲ失敗

ⅴ)

選定理由
本事故シーケンスグループは，炉心冷却に成功し，崩壊熱除
去機能の喪失により格納容器温度・圧力が上昇することで，格納容器が破損する事故シーケンスグループである。中長期的な格納容器の温度・圧力の上昇の観点では崩壊熱が支配要因となることから，いずれの事故シーケンスにおいても，崩壊熱除去
機能喪失に対する炉心損傷防止対策に差異はなく，対策の実施
に対する操作の余裕時間についても有意な差異はない。このた
め，余裕時間及び設備容量の観点については，事象発生初期に着目した。
過渡事象（給水流量の全喪失）及びＬＯＣＡを起因とする事
故シーケンスは，事象進展が早いため，余裕時間の観点及び原子炉注水に必要な設備容量の観点で厳しい。代表性の観点から
は，①の事故シーケンスの炉心損傷頻度が最も高い。
以上より，着眼点における「高」の数が最も多い事故シーケ
38

ンスのうち，事故シーケンスグループ内のシーケンスの特徴を代表する観点から，①の事故シーケンスを重要事故シーケンスとして選定した。
なお，ａ．の着眼点について，⑥〜⑨のシーケンスはサポー
ト系 1 区分の喪失を起因としており，他の区分は健全であるため，対応手段が著しく制限される状態ではない。また，③，④，⑤，⑨，⑩のシーケンスは交流電源の喪失により崩壊熱除去機能が喪失しているものの，代替電源により崩壊熱除去機能の回復が可能であることから，対応手段が著しく制限される状態ではない。さらに，ＬＯＣＡを起因とする事故シーケンスについては，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）において，代替除熱手段に係る重大事故等対策の有効性を含めて確認する。
以上を踏まえ，本事故シーケンスグループに対する主要な炉
心損傷防止対策の電源を代替電源とすると，各事故シーケンスに対して有効と考えられる主な対策に差異がない。このため，①の事故シーケンスは，②〜⑬の事故シーケンスに対して包絡性 を 有 し て い る も の と 考 え る （ 別 紙 4） 。
(5)ⅰ)

原子炉停止機能喪失
事故シーケンス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④大破断ＬＯＣＡ＋原子炉停止失敗

ⅱ)

事故シーケンスグループの特徴
39ⅰ )に 含 ま れ る 事 故 シ ー ケ ン ス は ， 運 転 時 の 異 常 な 過 渡 変 化等の発生後，原子炉停止機能を喪失し，炉心損傷に至る事故シーケンスである。本事故シーケンスグループへの対策としては，
代替原子炉停止手段による原子炉出力抑制が考えられる。
ⅲ)

有効性を確認する主な炉心損傷防止対策
・ＡＴＷＳ緩和設備（代替原子炉再循環系ポンプトリップ機
能）・ほう酸水注入系
・原子炉隔離時冷却系
・高圧炉心スプレイ系
・残留熱除去系

ⅳ)

選定した重要事故シーケンス①過渡事象＋原子炉停止失敗

ⅴ)

選定理由
過渡事象（主蒸気隔離弁の誤閉止）に起因する事故シーケン
スは，原子炉圧力の上昇が早く，反応度印加の観点で厳しい。
また，事象進展が早く余裕時間が短い場合，反応度印加の観点で厳しく出力抑制に必要な設備容量が大きくなる。さらに，代表性の観点から，①の事故シーケンスの炉心損傷頻度が最も高い。
以上より，着眼点における「高」の数が最も多い①の事故シーケンスを重要事故シーケンスとして選定した。
なお，本事故シーケンスグループではＬＯＣＡを起因とする③及び④の事故シーケンスについても抽出されている。ＬＯＣ
Ａを起因とする場合，水位低下の観点では厳しいものの，水位40低下及びＬＯＣＡに伴う原子炉減圧によってボイド率が上昇し，負の反応度が投入されると考えられることから，事象発生直後の反応度投入に伴う出力抑制の観点では，過渡事象を起因とす
る①の事故シーケンスが厳しいと考えられる。また，ＬＯＣＡを起因とする場合，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，本事故シーケンス
グループに対する対策であるＡＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機能）に期待することにより対応可能である。さらに，②，③ 及 び ④ の 事 故 シ ー ケ ン ス の 炉 心 損 傷 頻 度 は い ず れ も 1×10 − １
０／炉年未満であり，重要事故シーケンスである①の事故シーケンスと比較しても極めて小さい。これらを踏まえると，反応度制御の観点で厳しい過渡事象を起因とする①の事故シーケン
スは，本事故シーケンスグループにおいて代表性を有しているものと考える。
(6)ⅰ)

ＬＯＣＡ時注水機能喪失
事故シーケンス①中小破断ＬＯＣＡ＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗②中小破断ＬＯＣＡ＋高圧炉心冷却失敗＋原子炉減圧失敗

ⅱ)

事故シーケンスグループの特徴
ⅰ )に 含 ま れ る 事 故 シ ー ケ ン ス は ， Ｌ Ｏ Ｃ Ａ の 発 生 後 ， 高 圧
注水機能の喪失に加え，低圧注水機能又は原子炉減圧機能（自動減圧機能）を喪失し，炉心損傷に至る事故シーケンスである。
本事故シーケンスグループへの対策としては，代替注水手段による原子炉注水が考えられる。

ⅲ)

有効性を確認する主な炉心損傷防止対策
41

・手動減圧・低圧代替注水系（常設）・代替格納容器スプレイ冷却系（常設）・格納容器圧力逃がし装置又は耐圧強化ベント
・常設代替高圧電源装置
・常設代替直流電源設備
ⅳ)

選定した重要事故シーケンス①中小破断ＬＯＣＡ＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗

ⅴ)

選定理由
余裕時間に観点では，いずれもＬＯＣＡを起因とする事故シーケンスであり，差異がない。設備容量の観点では，原子炉減圧に用いる逃がし安全弁は十分な台数が設置されているが，低圧の代替注水設備の設備容量は低圧ＥＣＣＳより少ないため，
低圧炉心冷却に失敗する事故シーケンスの方が厳しい。代表性の観点からは，①の事故シーケンスの炉心損傷頻度が高い。
以上より，着眼点における「高」の数が最も多い①の事故シーケンスを重要事故シーケンスとして選定した。
なお，本事故シーケンスグループに含まれる事故シーケンス
は，重畳する機能喪失が低圧炉心冷却機能喪失又は原子炉減圧機能（自動減圧機能）喪失である点で異なっているが，ⅲ）で示したとおり有効と考えられる主な対策に差異がない。このため，重要事故シーケンスとして選定した低圧炉心冷却機能が喪失する①の事故シーケンスは，原子炉減圧機能（自動減圧機能）が喪失する②の事故シーケンスに対して包絡性を有しているものと考える。
42また，「崩壊熱除去機能喪失」の事故シーケンスグループにおいてＬＯＣＡを起因とする事故シーケンスが抽出されている。
これについて，重要事故シーケンスによる包絡性を考慮すると，
低圧炉心冷却失敗の事故シーケンスを重要事故シーケンスとして選定することにより，崩壊熱除去機能喪失に対する代替除熱手段の有効性についても評価することとなる。このことから，選定した重要事故シーケンスは「崩壊熱除去機能喪失」の事故
シーケンスグループにおけるＬＯＣＡを起因とする事故シーケ
ンスに対しても包絡性を有している。
(7)ⅰ)

格納容器バイパス（インターフェイスシステムＬＯＣＡ）
事故シーケンス①インターフェイスシステムＬＯＣＡ

ⅱ)

事故シーケンスグループの特徴
ⅰ )に 含 ま れ る 事 故 シ ー ケ ン ス は ， イ ン タ ー フ ェ イ ス シ ス テ
ムＬＯＣＡの発生後，破損箇所の隔離に失敗し，格納容器貫通配管からの漏えいが防止できずに炉心損傷に至る事故シーケンスである。本事故シーケンスグループに対する対策としては，破損系統の隔離及び破損系統を除くＥＣＣＳによる原子炉注水が考えられる。

ⅲ)

有効性を確認する主な炉心損傷防止対策
インターフェイスシステムＬＯＣＡ発生時における対策として，以下の炉心損傷防止対策の有効性を確認する。
・手動減圧
・破損系統を除く原子炉注水機能・破損系統の隔離
43

・常設代替高圧電源装置
・常設代替直流電源設備
ⅳ)

選定した重要事故シーケンス①インターフェイスシステムＬＯＣＡ

ⅴ)

選定理由
抽出された事故シーケンスが 1 つであることから，①を重要
事故シーケンスとして選定した。

(8)

津波浸水による注水機能喪失
ⅰ)

事故シーケンス①原子炉建屋内浸水による複数の緩和機能喪失②最終ヒートシンク喪失（ＲＣＩＣ成功）③最終ヒートシンク喪失＋高圧炉心冷却失敗④最終ヒートシンク喪失＋逃がし安全弁再閉鎖失敗

ⅱ)

事故シーケンスグループの特徴
ⅰ )に 含 ま れ る 事 故 シ ー ケ ン ス は ， 防 潮 堤 を 越 流 し た 津 波 により非常用海水ポンプが被水・没水し，最終ヒートシンクが喪失することにより，炉心損傷に至る事故シーケンスである。本
事故シーケンスグループに対する対策としては，津波防護対策が考えられる。

ⅲ)

有効性を確認する主な炉心損傷防止対策
津波浸水による注水機能喪失発生時における対策として，以下 の 炉 心 損 傷 防 止 対 策 の 有 効 性 を 確 認 す る （ 別 紙 5） 。
・津波防護対策
・原子炉隔離時冷却系
・手動減圧
44

・低圧代替注水系（常設）
・残留熱除去系
・緊急用海水系・常設代替高圧電源装置
・常設代替直流電源設備
ⅳ)

選定した重要事故シーケンス①原子炉建屋内浸水による複数の緩和機能喪失

ⅴ)

選定理由
共通原因故障・系統間機能依存性の観点では，原子炉建屋内浸水を起因とする①の事故シーケンスが厳しい。余裕時間の観点では，事象発生初期に原子炉への注水に失敗する事故シーケ
ンスが厳しい。設備容量の観点では，原子炉建屋内浸水を起因とする①の事故シーケンスは津波防護対策に要求される防護高さが高くなる。代表性の観点からは②の事故シーケンスの炉心損傷頻度が最も高い。
以上より，着眼点における「高」の数が最も多い①の事故シーケンスを重要事故シーケンスとして選定した。
なお，「津波浸水による注水機能喪失」に分類される事故シーケンスは，各事故シーケンスに対して有効と考えられる主な対策に差異がない。このため，①の事故シーケンスは②〜④の事故シーケンスに対して包絡性を有しているものと考える。

なお，各事故シーケンスグループにおける内部事象を起因とする
事故シーケンスについて，炉心損傷に至る要因をカットセットレベ
ルまで展開し，炉心損傷頻度の事故シーケンスに対する寄与割合の45

観点で主要なカットセットに対して，炉心損傷防止対策が概ね有効
で あ る こ と を 確 認 し て い る （ 別 紙 6） 。
また，各事故シーケンスグループにおける地震又は津波を起因とする事故シーケンスについても，地震により直接炉心損傷に至る事
故シーケンスを除いて，炉心損傷に至る要因をカットセットレベル
まで展開し，主要なカットセットに対して炉心損傷防止対策が概ね有 効 で あ る こ と を 確 認 し て い る （ 別 紙 7） 。

46

第 1−1 表 イベントツリーにより抽出した事故シーケンス
高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗

○

○

−

シーケンス
No.
(1)

逃がし安全弁再閉鎖失敗＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗

○

○

−

(2)

高圧炉心冷却失敗＋原子炉減圧失敗

○

○

−

(3)

ＲＨＲ失敗

○

○

−

(4)

逃がし安全弁再閉鎖失敗＋ＲＨＲ失敗

○

○

−

(5)

起因事象

過渡事象

外部電源喪失手動停止／
サポート系喪失（手動停止）

サポート系喪失（自動停止）

事故シーケンス

内部 地震 津波

原子炉停止失敗

○

○

−

(6)

ＤＧ失敗＋ＨＰＣＳ失敗（ＲＣＩＣ成功）

○

○

−

(7)

ＤＧ失敗＋高圧炉心冷却失敗

○

○

−

(8)

ＤＧ失敗＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋ＨＰＣＳ失敗

○

○

−

(9)

直流電源失敗＋ＨＰＣＳ失敗

○

○

−

(10)

ＤＧ失敗（ＨＰＣＳ成功）

○

○

−

(11)

ＤＧ失敗＋逃がし安全弁再閉鎖失敗（ＨＰＣＳ成功）

○

○

−

(12)

直流電源失敗（ＨＰＣＳ成功）

○

○

−

(13)

直流電源喪失＋原子炉停止失敗

−

○

−

(14)

交流電源喪失＋原子炉停止失敗

−

○

−

(15)

高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗

○

−

−

(16)

逃がし安全弁再閉鎖失敗＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗

○

−

−

(17)

高圧炉心冷却失敗＋原子炉減圧失敗

○

−

−

(18)

ＲＨＲ失敗

○

−

−

(19)

逃がし安全弁再閉鎖失敗＋ＲＨＲ失敗

○

−

−

(20)

高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗

○

−

−

(21)

逃がし安全弁再閉鎖失敗＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗

○

−

−

(22)

高圧炉心冷却失敗＋原子炉減圧失敗

○

−

−

(23)

ＲＨＲ失敗

○

−

−

(24)

逃がし安全弁再閉鎖失敗＋ＲＨＲ失敗

○

−

−

(25)

原子炉停止失敗

○

−

−

(26)

（外部電源喪失）＋ＤＧ失敗＋ＨＰＣＳ失敗（ＲＣＩＣ成功）

○

−

−

(27)

（外部電源喪失）＋ＤＧ失敗＋高圧炉心冷却失敗
サポート系喪失（外部電源喪失）＋ＤＧ失敗＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋ＨＰＣＳ失敗（直流電源故障）（外部電源喪失）＋ＤＧ失敗（ＨＰＣＳ成功）

○

−

−

(28)

○

−

−

(29)

○

−

−

(30)

（外部電源喪失）＋ＤＧ失敗＋逃がし安全弁再閉鎖失敗（ＨＰＣＳ成功）

○

−

−

(31)

高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗

○

−

−

(32)

高圧炉心冷却失敗＋原子炉減圧失敗

○

−

−

(33)

ＲＨＲ失敗

○

−

−

(34)

原子炉停止失敗

○

−

−

(35)

高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗

○

−

−

(36)

ＲＨＲ失敗

○

−

−

(37)

原子炉停止失敗

○

−

−

(38)

インターフェイス
インターフェイスシステムＬＯＣＡ
システムＬＯＣＡ

○

−

−

(39)

原子炉建屋損傷

−

○

−

(40)

格納容器損傷

−

○

−

(41)

原子炉圧力容器損傷

−

○

−

(42)

格納容器バイパス

−

○

−

(43)

中小破断ＬＯＣＡ

大破断ＬＯＣＡ

地震に伴う損傷

Ｅｘｃｅｓｓｉｖｅ

津波に伴う損傷

−

○

−

(44)

計装・制御系喪失

ＬＯＣＡ

−

○

−

(45)

防潮堤損傷

−

−

○

(46)

原子炉建屋内浸水による複数の緩和機能喪失

−

−

○

(47)

最終ヒートシンク喪失（ＲＣＩＣ成功）

−

−

○

(48)

最終ヒートシンク喪失＋ＲＣＩＣ失敗

−

−

○

(49)

最終ヒートシンク喪失＋逃がし安全弁再閉鎖失敗

−

−

○

(50)

47

第 1−2 表

ＰＲＡの結果に基づく新たな事故シーケンスグループの検討

事故シ−ケンス事 故シ−ケンス別ＣＤＦ（／炉 年）
シ−ケン
スNo.
内部事象
津波
地震
合計

全ＣＤＦに
対する割合
（％）

過渡事象＋高圧炉心冷 却失敗＋低圧炉心冷却失敗(1)

3.2E-10

4.6E-07−

4.6E-070.6

過渡事象＋逃がし安全 弁再閉鎖失敗＋高圧炉心冷却 失敗＋低圧炉心冷却失敗(2)2.0E-10

2.5E-09−

2.7E-09＜0.1

手動停止／サポート系 喪失（手動停止）＋高圧炉心 冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗(16)

4.2E-10−−

4.2E-10＜0.1

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＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗(17)

4.3E-11−−

4.3E-11＜0.1

サポート系喪失（自動 停止）＋高圧炉心冷却失敗＋ 低圧炉心冷却失敗(21)

2.5E-09−−

2.5E-09＜0.1

サポート系喪失（自動 停止）＋逃がし安全弁再閉鎖 失敗＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗(22)3.0E-11−−

3.0E-11＜0.1

過渡事象＋高圧炉心冷 却失敗＋原子炉減圧失敗(3)9.4E-09

1.3E-06−

1.3E-06

1.7

手動停止／サポート系 喪失（手動停止）＋高圧炉心 冷却失敗＋原子炉減圧失敗(18)

2.6E-09−−

2.6E-09＜0.1

サポート系喪失（自動 停止）＋高圧炉心冷却失敗＋ 原子炉減圧失敗(23)8.3E-09−−

8.3E-09＜0.1

外部電源喪失＋ＤＧ失 敗＋ＨＰＣＳ失敗（ＲＣＩＣ 成功）(7)

5.7E-08

5.6E-09−

6.3E-08＜0.1＜0.1

サポート系喪失（直流 電源故障）（外部電源喪失） ＋ＤＧ失敗＋ＨＰＣＳ失敗（ＲＣＩＣ成功）(27)

2.0E-08−−2.0E-08

外部電源喪失＋直流電 源失敗＋ＨＰＣＳ失敗(10)

6.0E-12

2.1E-06−

2.1E-062.8

外部電源喪失＋ＤＧ失 敗＋逃がし安全弁再閉鎖失敗 ＋ＨＰＣＳ失敗(9)

3.0E-10

2.4E-09−

2.7E-09＜0.1

サポート系喪失（直流 電源故障）（外部電源喪失） ＋ＤＧ失敗＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋ＨＰＣＳ失敗(29)

2.3E-10−−

2.3E-10＜0.1

外部電源喪失＋ＤＧ失 敗＋高圧炉心冷却失敗(8)2.0E-10

4.4E-07−

4.5E-070.6

サポート系喪失（直流 電源故障）（外部電源喪失） ＋ＤＧ失敗＋高圧炉心冷却失敗(28)

2.1E-08−−

2.1E-08＜0.1

過渡事象＋ＲＨＲ失敗(4)

4.4E-05

5.4E-06−

4.9E-0565.1

過渡事象＋逃がし安全 弁再閉鎖失敗＋ＲＨＲ失敗(5)

3.8E-07

2.9E-08−

4.1E-070.5

外部電源喪失＋ＤＧ失 敗（ＨＰＣＳ成功）(19)

6.9E-07

6.4E-08−

7.5E-071.0

外部電源喪失＋ＤＧ失 敗＋逃がし安全弁再閉鎖失敗 （ＨＰＣＳ成功）(20)

3.6E-09

3.3E-10−

3.9E-09＜0.1

外部電源喪失＋直流電 源失敗（ＨＰＣＳ成功）(24)

6.9E-10

1.2E-11−

7.0E-10＜0.1

手動停止／サポート系 喪失（手動停止）＋ＲＨＲ失 敗(25)

9.9E-06−−48

9.9E-06

13.2

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(33)

5.2E-08−−

5.2E-08＜0.1

サポート系喪失（自動 停止）＋ＲＨＲ失敗(37)

1.7E-06−−

1.7E-06

2.3

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(11)

8.9E-09−−

8.9E-09＜0.1

サポート系喪失（直流 電源故障）（外部電源喪失） ＋ＤＧ失敗（ＨＰＣＳ成功）(12)

4.1E-06−−

4.1E-06

5.4

サポート系喪失（直流 電源故障）（外部電源喪失） ＋ＤＧ失敗＋逃がし安全弁再閉鎖失敗（ＨＰＣＳ成功）(13)

2.1E-08−−

2.1E-08＜0.1

中小破断ＬＯＣＡ＋Ｒ ＨＲ失敗

(31)

7.4E-08−−

7.4E-08＜0.1

大破断ＬＯＣＡ＋ＲＨ Ｒ失敗(30)

3.0E-09−−

3.0E-09＜0.1

過渡事象＋原子炉停止 失敗(6)

2.5E-08

7.9E-08−

1.0E-070.1

サポート系喪失（自動 停止）＋原子炉停止失敗(26)

3.8E-11−−

3.8E-11＜0.1

中小破断ＬＯＣＡ＋原 子炉停止失敗(38)

5.4E-11−−

5.4E-11＜0.1

大破断ＬＯＣＡ＋原子 炉停止失敗(34)

2.2E-12−−2.2E-12＜0.1

直流電源喪失＋原子炉 停止失敗

(14)

−

2.6E-08−

2.6E-08＜0.1

交流電源喪失＋原子炉 停止失敗

(15)

−

1.4E-08−

1.4E-08

解釈1−1
との対応

事故シ− ケンスグル−プ

グル−プ別 全ＣＤＦに
ＣＤＦ
対する割合
（／炉年）
（％）

解釈1−2
との対応

高圧・低 圧注水機能喪失

4.7E-070.6

1−2(a)

高圧注水 ・減圧機能喪失

1.3E-06

1.8

1−2(a)

全交流動力電源喪失

2.7E-06

3.6

1−2(a)

崩壊熱除去機能喪失

6.6E-0587.6

1−2(b)

原子炉停止機能喪失

1.4E-070.2

1−2(b)

3.2E-10＜0.1

1−2(a)

1−1(a)
の事故
シーケンス

＜0.1

中小破断ＬＯＣＡ＋高 圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷 却失敗(35)

1.5E-11−−

1.5E-11＜0.1

中小破断ＬＯＣＡ＋高 圧炉心冷却失敗＋原子炉減圧 失敗(36)

4.6E-12−−

4.6E-12＜0.1

大破断ＬＯＣＡ＋高圧 炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却 失敗(32)

1.4E-12−−

1.4E-12

＜0.1

(44)

−

3.0E-10−3.0E-10＜0.1−

インターフェイスシス テムＬＯＣＡ(39)

4.8E-10−−

4.8E-10＜0.1

格納容器バ イパス（インターフェイスシ ステムＬＯＣＡ）

4.8E-10＜0.1

1−2(b)

原子炉建屋内浸水によ る複数の緩和機能喪失

(47)

−

−

7.6E-07

7.6E-071.0
津波浸水に よる注水機能喪失

4.0E-06

5.3

1-2(a)

原子炉冷却材圧力バウ ンダリ喪失（Ｅｘｃｅｓｓｉ ｖｅ

ＬＯＣＡ）

最終ヒートシンク喪失 （ＲＣＩＣ成功）

(48)

−

−

3.2E-06

3.2E-06

4.2

最終ヒートシンク喪失 ＋高圧炉心冷却失敗

(49)

−

−

1.1E-08

1.1E-08＜0.1

最終ヒートシンク喪失 ＋逃がし安全弁再閉鎖失敗

(50)

−

−

1.7E-08

1.7E-08＜0.1

原子炉建屋損傷(40)−

1.5E-07−

1.5E-070.2

格納容器損傷(41)−

4.1E-09−

4.1E-09＜0.1

原子炉圧力容器損傷(42)−

2.2E-07−

2.2E-070.3

格納容器バイパス(43)−

3.2E-08−

3.2E-08＜0.1

計装・制御系喪失(45)−

3.7E-10−

3.7E-10

＜0.1

−

−

3.3E-07

3.3E-070.4

6.1E-05

1.0E-05

4.3E-06

7.5E-05

100.0

防潮堤損傷

(46)
合計

ＬＯＣＡ 時注水機能喪失

1−1(a)
以外の事故
シーケンス
−

−

−

ハッチング：解釈に基づき想定する事故シ−ケンスグル−プと直接対応せず，全炉心損傷頻度への寄与及び影響度の観点から他の事故シ−ケンスグル−プと比較し，新たな事故シ−ケンスグル−プとしての追加は不要と判断したもの。

1.5E-070.2

4.1E-09＜0.1

2.2E-070.3

3.2E-08＜0.1

3.7E-10＜0.1

3.3E-070.4

7.5E-05

100.0

−

−

第 1−3 表

事故シーケンスグループの主要な炉心損傷防止対策及び炉心損傷頻度
事故シーケンス

事故シーケンスグループ
過渡事象＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗

過渡事象＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗
高圧・低圧注水機能喪失

手動停止／サポート系喪失（手動停止）＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗
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＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗
サポート系喪失（自動停止）＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗
サポート系喪失（自動停止）＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗
過渡事象＋高圧炉心冷却失敗＋原子炉減圧失敗

高圧注水・減圧機能喪失 手動停止／サポート系喪失（手動停止）＋高圧炉心冷却失敗＋原子炉減圧失敗
サポート系喪失（自動停止）＋高圧炉心冷却失敗＋原子炉減圧失敗

外部電源喪失＋ＤＧ失敗＋ＨＰＣＳ失敗（ＲＣＩＣ成功）
長期ＴＢ
サポート系喪失（直流電源故障）（外部電源喪失）+ＤＧ失敗＋ＨＰＣＳ失敗（ＲＣＩＣ成功）
全交流動力
電源喪失

ＴＢＤ
ＴＢＵ

外部電源喪失＋ＤＧ失敗＋高圧炉心冷却失敗

過渡事象＋ＲＨＲ失敗
過渡事象＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋ＲＨＲ失敗
外部電源喪失＋ＤＧ失敗（ＨＰＣＳ成功）
外部電源喪失＋ＤＧ失敗＋逃がし安全弁再閉鎖失敗（ＨＰＣＳ成功）
外部電源喪失＋直流電源失敗（ＨＰＣＳ成功）
手動停止／サポート系喪失（手動停止）＋ＲＨＲ失敗
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
サポート系喪失（自動停止）＋ＲＨＲ失敗

49

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
サポート系喪失（直流電源故障）（外部電源喪失）＋ＤＧ失敗（ＨＰＣＳ成功）
サポート系喪失（直流電源故障）（外部電源喪失）＋ＤＧ失敗＋逃がし安全弁再閉鎖失敗（ＨＰＣＳ成功）
中小破断ＬＯＣＡ＋ＲＨＲ失敗
大破断ＬＯＣＡ＋ＲＨＲ失敗

サポート系喪失（自動停止）＋原子炉停止失敗
中小破断ＬＯＣＡ＋原子炉停止失敗
大破断ＬＯＣＡ＋原子炉停止失敗
直流電源喪失＋原子炉停止失敗※２交流電源喪失＋原子炉停止失敗※２

中小破断ＬＯＣＡ＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗※３

中小破断ＬＯＣＡ＋高圧炉心冷却失敗＋原子炉減圧失敗 ※３

大破断ＬＯＣＡ＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗 ※４

原子炉建屋内浸水による複数の緩和機能喪失
最終ヒートシンク喪失（ＲＣＩＣ成功）
最終ヒートシンク喪失＋高圧炉心冷却失敗
最終ヒートシンク喪失＋逃がし安全弁再閉鎖失敗

※1
※2
※3
※4

[ＲＨＲ故障時]
・原子炉隔離時冷却系
・高圧炉心スプレイ系
・低圧代替注水系（常設）・原子炉手動減圧
・代替循環冷却系
・代替格納容器スプレイ冷却系（常設）・格納容器圧力逃がし装置又は耐圧強化ベント
・常設代替高圧電源装置
・常設代替直流電源設備[取水機能喪失時]
・原子炉隔離時冷却系
・低圧代替注水系（常設）・原子炉手動減圧・残留熱除去系
・緊急用海水系・常設代替高圧電源装置
・常設代替直流電源設備−

ＬＯＣＡ時注水機能喪失

インターフェイスシステムＬＯＣＡ

・原子炉隔離時冷却系
・上記の点線枠内の対策

・ＡＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機能）
・ＡＴＷＳ緩和設備（代替原子炉再循環系ポンプトリッ
プ機能）
・ほう酸水注入系
・原子炉隔離時冷却系
・高圧炉心スプレイ系
・残留熱除去系

過渡事象＋原子炉停止失敗

津波浸水による
注水機能喪失・原子炉隔離時冷却系
・低圧代替注水系（可搬型）・原子炉手動減圧・代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）・残留熱除系
・常設代替高圧電源装置
・常設代替直流電源設備

サポート系喪失（直流電源故障）（外部電源喪失）＋ＤＧ失敗＋高圧炉心冷却失敗

サポート系喪失（直流電源故障）（外部電源喪失）＋ＤＧ失敗＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋ＨＰＣＳ失敗

格納容器バイパス

・高圧代替注水系
・低圧炉心スプレイ系
・過渡時自動減圧機能・残留熱除去系

・上記の点線枠内の対策

外部電源喪失＋ＤＧ失敗＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋ＨＰＣＳ失敗

原子炉停止機能喪失

・高圧代替注水系
・低圧代替注水系（常設）・原子炉手動減圧・代替格納容器スプレイ冷却系（常設）・代替循環冷却系
・格納容器圧力逃がし装置又は耐圧強化ベント
・常設代替高圧電源装置
・常設代替直流電源設備

外部電源喪失＋直流電源失敗＋ＨＰＣＳ失敗

ＴＢＰ

崩壊熱除去
機能喪失

対応する主要な炉心損傷防止対策

・高圧代替注水系
・低圧代替注水系（常設）・原子炉手動減圧・代替格納容器スプレイ冷却系（常設）・代替循環冷却系
・格納容器圧力逃がし装置又は耐圧強化ベント
・常設代替高圧電源装置
・常設代替直流電源設備−
・破損系統を除く原子炉注水機能
・原子炉手動減圧・破損系統の隔離・常設代替高圧電源装置
・常設代替直流電源設備
・津波防護対策
・原子炉隔離時冷却系
・低圧代替注水系（可搬型）・原子炉手動減圧・残留熱除去系
・緊急用海水系・常設代替高圧電源装置
・常設代替直流電源設備事故シ−ケンス別ＣＤＦ（／炉年）

※１

全ＣＤＦ
に対する割合
（％）

内部事象

地震

津波

合計

3.2E-10

4.6E-07−

4.6E-070.6

2.0E-10

2.5E-09−

2.7E-09＜0.1

4.2E-10−−

4.2E-10＜0.1

4.3E-11−−

4.3E-11＜0.1

2.5E-09−−

2.5E-09＜0.1＜0.1

3.0E-11−−

3.0E-11

9.4E-09

1.3E-06−

1.3E-06

1.7

2.6E-09−−

2.6E-09＜0.1

8.3E-09−−

8.3E-09＜0.1

5.7E-08

5.6E-09−

6.3E-08＜0.1

2.0E-08−−2.0E-08＜0.1

6.0E-12

2.1E-06−

2.1E-06

2.8

2.0E-10

4.4E-07−

4.5E-070.6

2.1E-08−−

2.1E-08＜0.1

3.0E-10

2.4E-09−

2.7E-09＜0.1

2.3E-10−−

2.3E-10＜0.1

4.4E-05

5.4E-06−

4.9E-05

65.1

3.8E-07

2.9E-08−

4.1E-070.5

6.9E-07

6.4E-08−

7.5E-071.0

3.6E-09

3.3E-10−

3.9E-09＜0.1

6.9E-10

1.2E-11−

7.0E-10＜0.1

9.9E-06−−

9.9E-06

13.2

5.2E-08−−

5.2E-08＜0.1

1.7E-06−−

1.7E-06

2.3

8.9E-09−−

8.9E-09＜0.1

4.1E-06−−

4.1E-06

5.4

2.1E-08−−

2.1E-08＜0.1

7.4E-08−−

7.4E-08＜0.1＜0.1

3.0E-09−−

3.0E-09

2.5E-08

7.9E-08−

1.0E-070.1

3.8E-11−−

3.8E-11＜0.1

5.4E-11−−

5.4E-11＜0.1

2.2E-12−−2.2E-12＜0.1−

2.6E-08−

2.6E-08＜0.1−

1.4E-08−

1.4E-08＜0.1

1.5E-11−−

1.5E-11＜0.1

4.6E-12−−

4.6E-12＜0.1

1.4E-12−−

1.4E-12＜0.1

4.8E-10−−

4.8E-10

＜0.1

−

−

7.6E-07

7.6E-071.0−−

3.2E-06

3.2E-06

4.2−−

1.1E-08

1.1E-08

＜0.1

−

−

1.7E-08

1.7E-08

＜0.1

※１

グル−プ別
ＣＤＦ
（／炉年）

全ＣＤＦ
対する割合
（％）

4.7E-070.6

1.3E-06

1.8

2.7E-06

3.6

6.6E-05

87.6

備考

全炉心損傷
頻度の約
99％を炉心損傷防止対策でカバー

1.4E-070.2

2.2E-11＜0.1

4.8E-10＜0.1

4.0E-06

5.3

6.1E-05
1.0E-05
4.0E-06
7.5E-05
99.0
7.5E-05
99.0−
合計
全ＣＤＦは第1-2表で新たな事故シーケンスグループとしての追加は不要と判断した事故シーケンスの炉心損傷頻度を含む。
地震発生と同時に最大の地震加速度を受けるものとして評価している地震レベル１ＰＲＡの設定上抽出された事故シーケンスであるが，地震時の挙動を現実的に想定すると，基準地震動よりも十分小さな加速度でスクラム信号「地震加速度大」が発信し，炉内構造物が損傷する加速度に到達する前に制御棒の挿入が完了すると考えられることから，現実的には発生しがたいと考え，炉心損傷防止対策の有効性を確認する対象としては取り扱わないと判断した事故シーケンス。
ＬＯＣＡの破断規模が大きい場合は，国内外の先進的な対策を考慮しても炉心損傷を防止することが困難な事故シーケンス。
国内外の先進的な対策を考慮しても炉心損傷を防止することが困難な事故シーケンス。

第 1−4 表事 故シーケ ンス
グル ープ

事故シーケ ンス

重要事故シーケンス等の選定（1／2）
着眼点 との関係と 重要事故 シーケンス の選定の 考え方

対応す る主要な 炉心損傷防 止対策◎ ①過渡 事象＋高 圧炉心冷却 失敗＋低 圧炉心冷却 失敗

a

b

c

d

低

高

高

高

−

⑤サポ ート系喪 失（自動停 止）＋高 圧炉心冷却 失敗＋低 圧炉心
冷却失 敗

中

中

高

−

⑥サポ ート系喪 失（自動停 止）＋逃 がし安全弁 再閉鎖失 敗＋高
圧炉心 冷却失敗 ＋低圧炉心 冷却失敗

中

中

中

a. サポート系 喪失を起因とする事 故シーケ ンスは，系統間機能 依存性によ って同区 分の複数の設備が機 能喪失することから 「中」と した。
b. 過渡事象（ 給水流量 の全喪失） を起因と する事故シーケンス については ，事象進 展が早い
低ことから「 高」とした。また， サポート 系喪失（自 動停止） を起因とす る事故シ ーケンス
については ，過渡事象（給水流 量の全喪 失）に比べて事象進 展が緩やか であるこ とから「中」とし た。原子 炉を通常停 止させる 手動停止／ サポート系喪失（手 動停止） について
は「低」と した。
低 c. 事象進展が 早く余裕時間が短い 場合，崩 壊熱が高く原子炉注 水に必要な 設備容量 が大きくなる。また ，逃がし安全弁の再 閉鎖に失 敗する事故シーケン スは，代替 注水の開 始時点で原子炉が一 定程度減圧されてい るため， 逃がし安全 弁の設備 容量は再閉 鎖成功時 の方が厳しくなる。 以上より，過渡事象 （給水流 量の全喪失）又はサ ポート系喪失（自動 停止）を
低
起因として 逃がし安全弁の再閉 鎖に成功 している事故シーケ ンスを「高 」，過渡 事象（給水流量の全 喪失）又はサポート 系喪失（ 自動停止） を起因と して逃がし 安全弁の 再閉鎖に失敗してい る事故シーケンスを 「中」， 手動停止／サポート 系喪失（手 動停止） を起因とする事故シ ーケンスを「低」と した。
低d. 事故シーケ ンスグループの中で 最もＣＤ Ｆの高いドミナント シーケンス を「高」 ，事故
シーケンス グループ別ＣＤＦに 対して1％以上 の事故シ ーケンスを 「中」， 1％未 満の事故
シーケンス を「低」とした。
低

低

高

高

高

中

低

低

低

②過渡 事象＋逃 がし安全弁 再閉鎖失 敗＋高圧炉 心冷却失 敗＋低−
圧炉心 冷却失敗

低・手 動減圧③手動 停止／サ ポート系喪 失（手動 停止）＋高 圧炉心冷 却失敗 ・低 圧代替注水 系（常設 ）中＋低圧 炉心冷却 失敗
・代 替格納容器 スプレイ 冷却系（常 設）・格 納容器圧力 逃がし装 置又は耐圧 強化
ベ ント④手動 停止／サ ポート系喪 失（手動 停止）＋逃 がし安全 弁再閉
中−・常 設代替高圧 電源装置
鎖失敗 ＋高圧炉 心冷却失敗 ＋低圧炉 心冷却失敗
・常 設代替直流 電源設備−
高 圧・低圧 注水
機能 喪失◎ ①過渡 事象＋高 圧炉心冷却 失敗＋原 子炉減圧失 敗

高 圧注水・ 減圧
機能 喪失−

・低 圧炉心スプ レイ系②手動 停止／サ ポート系喪 失（手動 停止）＋高 圧炉心冷 却失敗
・過 渡時自動減 圧機能＋原子 炉減圧失 敗
・残 留熱除去系

高

中

低

低

低

低

50
③サポ ート系喪 失（自動停 止）＋高 圧炉心冷却 失敗＋原 子炉減−
圧失敗

・原 子炉隔離時 冷却系
・手 動減圧・低 圧代替注水 系（可搬 型）
・代 替格納容器 スプレイ 冷却系（可 搬型）
・残 留熱除去系②サポ ート系喪 失（直流電 源故障） （外部電源 喪失）＋ ＤＧ失 ・常 設代替高圧 電源装置−
敗＋Ｈ ＰＣＳ失 敗（ＲＣＩ Ｃ成功）
・常 設代替直流 電源設備
◎ ①外部 電源喪失 ＋ＤＧ失敗 ＋ＨＰＣ Ｓ失敗（Ｒ ＣＩＣ成 功）

長期Ｔ Ｂ◎ ③外部 電源喪失 ＋直流電源 失敗＋高 圧炉心冷却 失敗（Ｔ ＢＤ）

全交流動力
電源 喪失

ＴＢＤ
ＴＢＵ

− ④外部 電源喪失 ＋ＤＧ失敗 ＋高圧炉 心冷却失敗 （ＴＢＵ ）−⑤サポ ート系喪 失（直流電 源故障） （外部電源 喪失）＋ ＤＧ失敗＋高 圧炉心冷 却失敗（Ｔ ＢＵ）

・高 圧代替注水 系
・手 動減圧・低 圧代替注水 系（可搬 型）
・代 替格納容器 スプレイ 冷却系（可 搬型）
・残 留熱除去系
・常 設代替高圧 電源装置
・常 設代替直流 電源設備

⑥外部 電源喪失 ＋ＤＧ失敗 ＋逃がし 安全弁再閉 鎖失敗＋ ＨＰＣ ・原 子炉隔離時 冷却系
・手 動減圧Ｓ失敗
・低 圧代替注水 系（可搬 型）
・代 替格納容器 スプレイ 冷却系（可 搬型）
・残 留熱除去系⑦サポ ート系喪 失（直流電 源故障） （外部電源 喪失）＋ ＤＧ失 ・常 設代替高圧 電源装置−
敗＋逃 がし安全 弁再閉鎖失 敗＋ＨＰ ＣＳ失敗
・常 設代替直流 電源設備◎
ＴＢＰ

備考 （a： 共通原因故 障・系統 間機能依 存性，b：余裕時 間，c：設備容 量，d：代表性 ）◎重要 事故シー ケンスとし て選定し た事故シー ケンス

中

中

中

低

高

低

低

高

高

低

低

中

高

高

高

高

高

中

中

中

高

中

中

低

高

中

中

高

高

中

中

中

a. サポート系 喪失を起因とする事 故シーケ ンスは，系統間機能 依存性によ って当該 区分の複数の設備が 機能喪失することか ら「中」 とした。
b. 過渡事象（ 給水流量 の全喪失） を起因と する事故シーケンス については ，事象進 展が早いことから「 高」とした。また， サポート 系喪失（自 動停止） を起因とす る事故シ ーケンス
については ，過渡事象（給水流 量の全喪 失）に比べて事象進 展が緩やか であるこ とから「中」とし た。原子 炉を通常停 止させる 手動停止／ サポート系喪失（手 動停止） について
は「低」と した。
c. 事象進展が 早く余裕時間が短い 場合，崩 壊熱が高く原子炉減 圧に必要な 設備容量 が大きくなることか ら，着眼点b.と同様 に，過渡 事象（給水 流量の全 喪失）を 起因とする 事故シー
ケンスを「 高」，サ ポート系喪 失（自動 停止）を起 因とする 事故シー ケンスを「 中」，手動停止／サ ポート系喪失（手動 停止）を 起因とする 事故シー ケンスを「 低」とし た。
d. 事故シーケ ンスグループの中で 最もＣＤ Ｆの高いドミナント シーケンス を「高」 ，事故
シーケンス グループ別ＣＤＦに 対して1％以上 の事故シ ーケンスを 「中」， 1％未 満の事故
シーケンス を「低」とした。

a. いずれの事 故シーケンスも全交 流動力電 源喪失に至り，電源 を必要とす る多くの 設備が機能喪失する ことから「高」とし た。
b. いずれの事 故シーケンスにおい ても原子 炉隔離時冷却系によ る炉心への 注水に成 功していることから ，事象進展が遅いた め「低」 とした。
c. いずれの事 故シーケンスにおい ても原子 炉隔離時冷却系によ る炉心への 注水に成 功しており，原子炉 注水に必要な設備容 量が大き くないため「低」と した。
d. 長期ＴＢの 中で最もＣＤＦの高 いドミナ ントシーケンスを「 高」，1％以上 の事故シー ケ
ンスを「中 」，1％未満の 事故シー ケンスを「 低」とし た。
a. いずれの事 故シーケンスも全交 流動力電 源喪失に至り，電源 を必要とす る多くの 設備が機能喪失する ことから「高」とし た。
b. いずれの事 故シーケンスも事象 初期から 原子炉への注水に失 敗してお り，事象進 展の早さに差異はな いものの，直流電源 が喪失す る事故シーケンスは 代替注水設 備の起動 に必要な直流電源を 緊急用125V系蓄電池 から給電 するための直流電源 の切替操作 が必要と なることから，直流 電源が喪失する事故 シーケン スを「高」，それ以 外の事故シ ーケンス を「中」とした。
c. いずれの事 故シーケンスも事象 初期から 原子炉への注水に失 敗しており ，崩壊熱 が高く原子炉注水に 必要な設備容量に差 異はない ものの，代 替直流電 源の必要容 量は直流 電源が喪失する事故 シーケンスの方が多 くなるこ とから，直流電源が 喪失する事 故シーケ ンスを「高」，そ れ以外の事故シーケ ンスを「 中」とした。
d. ＴＢＤ及び ＴＢＵの中で最もＣ ＤＦの高 いドミナントシーケ ンスを「高 」，1％以上の 事
故シーケン スを「中」，1％未満の 事故シーケ ンスを「 低」とした 。
a. いずれの事 故シーケンスも全交 流動力電 源喪失に至り，電源 を必要とす る多くの 設備が機能喪失する ことから「高」とし た。
b. いずれの事 故シーケンスも原子 炉圧力の 低下により原子炉隔 離時冷却系 が使用不 能となるまでの余裕 時間は，初期の原子 炉注水に 失敗している事故シ ーケンスに 比べて長 いことから「中」と した。
c. いずれの事 故シーケンスも原子 炉圧力の 低下により原子炉隔 離時冷却系 が使用不 能となるまでに崩壊 熱がある程度低下す ることか ら，原子炉注水に必 要な設備容 量は事象 初期に注水に失敗す る事故シーケンスに 比べて小 さいと考えられるこ とから「中 」とした 。
d. ＴＢＰの中 で最もＣＤＦの高い ドミナン トシーケンスを「高 」，1％以上の 事故シーケ ン
スを「中」 ，1％ 未満の事 故シーケ ンスを「低 」とした 。

審査ガ イドの着眼 点a〜 dに 対する影響 度の観点 から，厳し い順に「 高」，「中 」，「低 」とした。

選 定した重 要事故
シ ーケンスと選定理由

a.の着眼点 について． ③〜⑥は サポート 系１区分の 喪失を起 因として いるが，他 の区分は 健全であ るため，対 応手段
が 著しく制 限される状 態ではな い。
b.の着眼点 について「 高」と考 えた事故 シーケンス として① ，②を抽 出した。
c.の着眼点 について「 高」と考 えた事故 シーケンス として① ，⑤を抽 出した。
d.頻度の観 点では①が 支配的と なった。
以 上より， ①を重要事 故シーケ ンスとし て選定した 。
な お，有効 と考えられ る主な対 策に差異 がないため ，起因
事 象発生後 の事象進展 が早いと 考えられ る過渡事象 を起因と した①の 事故シーケ ンスは， ②〜⑥の 事故シーケ ンスに対 して包絡 性を有して いるもの と考える 。

a.の着眼点 について， ②，③は サポート 系１区分の 喪失を起 因として いるが，他 の区分は 健全であ るため，対 応手段
が 著しく制 限される状 態ではな い。
b.c.の着眼 点について ，「高」 と考えた 事故シーケ ンスとし て①を抽 出した。
d.頻度の観 点では①が 支配的と なった。
以 上より， ①を重要事 故シーケ ンスとし て選定した 。
な お，有効 と考えられ る主な対 策に差異 がないため ，起因
事 象発生後 の事象進展 が早いと 考えられ る過渡事象 を起因と した①の 事故シーケ ンスは， ②〜③の 事故シーケ ンスに対 して包絡 性を有して いるもの と考える 。

a.b.c.の着 眼点につい て，全事 故シーケ ンスに共通 である
た め，選定 理由から除 外した。
d.頻度の観 点では①が 支配的と なった。
以 上より， ①を重要事 故シーケ ンスとし て選定した 。
な お，有効 と考えられ る主な対 策に差異 がないため ，①の事 故シーケ ンスは，② の事故シ ーケンス に対して包 絡性を有 している ものと考え る。
a.の着眼点 について， 全事故シ ーケンス に共通であ るた
め ，選定理 由から除外 した。
b.c.の着眼 点について 「高」と 考えた事故 シーケン スとして ①を抽出 した。
d.頻度の観 点では③が 支配的と なった。
以 上より， ③を重要事 故シーケ ンスとし て選定した 。
な お，有効 と考えられ る主な対 策に差異 はないため ，③の事 故シーケ ンスは緊急 用蓄電池 への直流 電源の切替 操作が必 要となる ことから， ④，⑤の 事故シー ケンスに対 して包絡 性を有し ているもの と考える 。
a.〜c.の着 眼点につい て，全事 故シーケ ンスに共通 であるが ，d.の頻 度の観点で は⑦に比 べて⑥の 方が支配的 となった。
以 上より， ⑥を重要事 故シーケ ンスとし て選定した 。
な お，有効 と考えられ る主な対 策に差異 がないため ，⑥の事 故シーケ ンスは，⑦ の事故シ ーケンス に対して包 絡性を有 している ものと考え る。

第 1−4 表
事故シーケンス
グループ

崩壊熱除去
機能喪失

事故シーケンス

重要事故シーケンス等の選定（2／2）
備考（a：共通原因故障・系統間機能依存性，b：余裕時間，c：設備容量，d：代表性）

a

b

c

d

低

高

高

高

− ②過渡事象＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋ＲＨＲ失敗

低

高

高

低

− ③外部電源喪失＋ＤＧ失敗（ＨＰＣＳ成功）

高

中

中

中

高

中

中

低

高

中

中

低

中

低

低

中

中

低

低

低

中

中

中

中

中

中

中

低

高

中

中

中

高

中

中

低

低

高

高

低

− ⑬大破断ＬＯＣＡ＋ＲＨＲ失敗

低

高

高

低

◎ ①過渡事象＋原子炉停止失敗

低

高

高

高

中

中

低

中

中

低

低

低

低

低

・手動減圧
低
・低圧代替注水系（常設）・代替格納容器スプレイ冷却系（常設）・格納容器圧力逃がし装置又は耐圧強化
ベント
・常設代替高圧電源装置
・常設代替直流電源設備
低

高

高

高

高

低

中

−

−

−

−

高

高

高

中

低

中

中

高

中

中

中

中

中 a. 原子炉建屋内浸水を起因とする事故シーケンスでは，建屋内の多くの設備が機能喪失することから「高」とした。最終ヒートシンク喪失を起因とする事故シーケンスでは，除熱を必要とする設備が機能喪失することから「中」とした。
b. 事象初期から原子炉への注水に失敗している事故シーケンスについては「高」，原子炉隔離時冷却系による原子炉注水に成功している事故シーケンスについては「低」とした。逃高がし安全弁再閉鎖失敗により原子炉隔離時冷却系が機能喪失する事故シーケンスは，原子炉隔離時冷却系が動作できない範囲に原子炉圧力が低下するまで炉心への注水が継続されるため，事象初期から注水に失敗している事故シーケンスと比較して事象進展が遅いことから「中」とした。
低 c. 原子炉建屋内浸水を起因とする事故シーケンスは，津波防護対策に要求される防護高さも高くなることから「高」とし，最終ヒートシンク喪失を起因とする事故シーケンスは「中」とした。
d. 最もＣＤＦの高いドミナントシーケンスを「高」，事故シーケンスグループ別ＣＤＦに対低して1％以上の事故シーケンスを「中」，1％未満の事故シーケンスを「低」とした。

[ＲＨＲ故障時]
・原子炉隔離時冷却系
・高圧炉心スプレイ系④外部電源喪失＋ＤＧ失敗＋逃がし安全弁再閉鎖失敗（ＨＰＣ ・手動減圧−
Ｓ成功）
・低圧代替注水系（常設）・代替格納容器スプレイ冷却系（常設）− ⑤外部電源喪失＋直流電源失敗（ＨＰＣＳ成功）
・格納容器圧力逃がし装置又は耐圧強化
ベント− ⑥手動停止／サポート系喪失（手動停止）＋ＲＨＲ失敗
・常設代替高圧電源装置⑦手動停止／サポート系喪失（手動停止）＋逃がし安全弁再閉 ・常設代替直流電源設備−
鎖失敗＋ＲＨＲ失敗[取水機能喪失時]※⑨サポート系喪失（自動停止）＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋Ｒ ・原子炉隔離時冷却系
−
・手動減圧
ＨＲ失敗
⑩サポート系喪失（直流電源故障）（外部電源喪失）＋ＤＧ失 ・低圧代替注水系（常設）−
・残留熱除去系敗（ＨＰＣＳ成功）⑪サポート系喪失（直流電源故障）（外部電源喪失）＋ＤＧ失 ・緊急用海水系−
・常設代替高圧電源装置
敗＋逃がし安全弁再閉鎖失敗（ＨＰＣＳ成功）
・常設代替直流電源設備− ⑫中小破断ＬＯＣＡ＋ＲＨＲ失敗− ⑧サポート系喪失（自動停止）＋ＲＨＲ失敗− ②サポート系喪失（自動停止）＋原子炉停止失敗
原子炉停止
機能喪失

51

− ③中小破断ＬＯＣＡ＋原子炉停止失敗

・ＡＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機
能）中・ＡＴＷＳ緩和設備（代替原子炉再循環系ポンプトリップ機能）・ほう酸水注入系
・原子炉隔離時冷却系
低・高圧炉心スプレイ系
・残留熱除去系− ④大破断ＬＯＣＡ＋原子炉停止失敗◎ ①中小破断ＬＯＣＡ＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗
ＬＯＣＡ時注水機能喪失− ②中小破断ＬＯＣＡ＋高圧炉心冷却失敗＋原子炉減圧失敗

格納容器バイパス

着眼点との関係と重要事故シーケンスの選定の考え方

対応する主要な炉心損傷防止対策◎ ①過渡事象＋ＲＨＲ失敗◎ ①インターフェイスシステムＬＯＣＡ

・手動減圧・破損系統を除く原子炉注水機能・破損系統の隔離・常設代替高圧電源装置
・常設代替直流電源設備◎ ①原子炉建屋内浸水による複数の緩和機能喪失− ②最終ヒートシンク喪失（ＲＣＩＣ成功）
津波浸水による
注水機能喪失− ③最終ヒートシンク喪失＋高圧炉心冷却失敗− ④最終ヒートシンク喪失＋逃がし安全弁再閉鎖失敗◎※

・津波防護対策
・原子炉隔離時冷却系
・手動減圧・低圧代替注水系（可搬型）・残留熱除去系
・緊急用海水系・常設代替高圧電源装置
・常設代替直流電源設備

a. 外部電源喪失及びサポート系喪失（直流電源故障）を起因とする事故シーケンスは，いずれも全交流動力電源喪失に至る事故シーケンスであり，電源を必要とする多くの設備が機能喪失することから「高」とした。また，サポート系喪失を起因とする事故シーケンス
は，系統間機能依存性によって同区分の複数の設備が機能喪失することから「中」とした。
b. いずれの事故シーケンスも代替除熱手段に係る炉心損傷防止対策の実施に対する余裕時間に有意な差はない。このため，炉心冷却に成功する事故シーケンスグループではあるものの，事象発生初期の炉心損傷防止対策の実施に対する余裕時間に着目し，原子炉水位の低下が早い過渡事象（給水流量の全喪失）又はＬＯＣＡを起因とする事故シーケンスを「高」，手動停止／サポート系喪失（手動停止）を起因とする事故シーケンスを「低」，上記以外の事故シーケンスを「中」とした。
c. いずれの事故シーケンスも崩壊熱除去に必要な設備容量の観点からは有意な差異はない。
このため，炉心冷却に成功する事故シーケンスグループではあるものの，事象発生初期の炉心損傷防止対策の設備容量に着目する。事象初期の事象進展が早く余裕時間が短い場
合，崩壊熱が高く原子炉注水に必要な設備容量が大きくなる。このため，過渡事象（給水流量の全喪失）又はＬＯＣＡを起因とする事故シーケンスを「高」，手動停止／サポート
系喪失（手動停止）を起因とする事故シーケンスを「低」，上記以外の事故シーケンスを「中」とした。
d. 事故シーケンスグループの中で最もＣＤＦの高いドミナントシーケンスを「高」，事故
シーケンスグループ別ＣＤＦに対して1％以上の事故シーケンスを「中」，1％未満の事故
シーケンスを「低」とした。

a. サポート系喪失を起因とする事故シーケンスは，系統間機能依存性によって当該区分の複数の設備が機能喪失することから「中」とした。
b. 過渡事象（主蒸気隔離弁の誤閉止）に起因する事故シーケンスは，原子炉圧力の上昇が早く，反応度印加の観点で厳しい事象であり，事象進展が早いことから「高」とした。また，サポート系喪失（自動停止）については，過渡事象（主蒸気隔離弁の誤閉止）に比べて事象進展が緩やかであることから「中」とした。さらに，大破断ＬＯＣＡを起因とする
事故シーケンスは原子炉の減圧に伴い反応度が抑制されることから「低」とし，中小破断
ＬＯＣＡを起因とする事故シーケンスは「中」とした。
c. 事象進展が早く余裕時間が短い場合，反応度印加の観点で厳しく出力抑制に必要な設備容量が大きくなることから，着眼点b.と同様に，過渡事象（主蒸気隔離弁の誤閉止）を起因とする事故シーケンスを「高」，サポート系喪失（自動停止）を起因とする事故シーケン
スを「中」，大破断ＬＯＣＡを起因とする事故シーケンスを「低」，中小破断ＬＯＣＡを起因とする事故シーケンスを「中」とした。
d. 事故シーケンスグループの中で最もＣＤＦの高いドミナントシーケンスを「高」，事故
シーケンスグループ別ＣＤＦに対して1％以上の事故シーケンスを「中」，1％未満の事故
シーケンスを「低」とした。

a. 中小破断ＬＯＣＡを起因とする事故シーケンスは，系統間機能依存性がないことから，全て「低」とした。
b. 中小破断ＬＯＣＡを起因とする事故シーケンスは，事象進展が早いことから全て「高」とした。
c. 原子炉減圧に用いる逃がし安全弁は十分な台数が設置されているが，低圧の代替注水設備の設備容量は低圧ＥＣＣＳより少ない。このため，低圧炉心冷却失敗を含む事故シーケン
スを「高」とし，原子炉減圧失敗を含む事故シーケンスを「低」とした。
d. 事故シーケンスグループの中で最もＣＤＦの高いドミナントシーケンスを「高」，事故
シーケンスグループ別ＣＤＦに対して1％以上の事故シーケンスを「中」，1％未満の事故
シーケンスを「低」とした。

選定した重要事故
シーケンスと選定理由

a.の着眼点について，⑥〜⑨はサポート系１区分の喪失を起因としているが，他の区分は健全であるため，対応手段
が著しく制限される状態ではない。また，③，④，⑤，⑨，⑩は電源の喪失により崩壊熱除去機能が喪失している
ものの，代替電源により崩壊熱除去機能の回復が可能であることから，対応手段が著しく制限される状態ではない。
b.c.の着眼点について，「高」と考えた事故シーケンスとして①，②，⑫，⑬を抽出した。
d.頻度の観点では①が支配的となった。
以上より，①を重要事故シーケンスとして選定した。
なお，ＬＯＣＡを起因とする事故シーケンスについては，
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）において，代替除熱手段に係る重大事故等対策の有効性を含めて確認する。
また，交流電源の喪失により崩壊熱除去機能が喪失している事故シーケンスが含まれるものの，主要な炉心損傷防止
対策の電源を代替電源とする場合，有効と考えられる主な対策に差異がないため，過渡事象を起因とした①の事故
シーケンスは，②〜⑬の事故シーケンスに対して包絡性を有しているものと考える。
a.の着眼点について，②はサポート系１区分の喪失を起因としているが，他の区分は健全であるため，対応手段が著
しく制限される状態ではない。
b.c.の着眼点について，「高」と考えた事故シーケンスとして①を抽出した。
d.頻度の観点では①が支配的となった。なお，②，③，④のＣＤＦはいずれも1×10-10／炉年未満であり，極めて小さい。
以上より，①を重要事故シーケンスとして選定した。
なお，ＬＯＣＡを起因とする場合，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，ＡＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機能）に期待することにより対応可能であり，そのＣＤＦは極めて小さい。そのため，反応度制御の観点で厳しい過渡事象を起因とする①の事故シーケンスは，本事故シーケンスグループにおいて代表性を有しているものと考える。
a.b.の着眼点について，全事故シーケンスに共通であるため，選定理由から除外した。
c.の着眼点について，「高」と考えた事故シーケンスとして①を抽出した。
d.頻度の観点では①が支配的となった。
以上より，①を重要事故シーケンスとして選定した。
なお，有効と考えられる主な対策に差異がないため，①の事故シーケンスは，②の事故シーケンスに対して包絡性を有しているものと考える。

抽出された事故シーケンスが1つであることから着眼点に照らした整理は行わず，全ての着眼①を重要事故シーケンスとして選定した。
点について「−」とした。

a.の着眼点について，「高」と考えた事故シーケンスとして，津波浸水により建屋内の多くの設備が機能喪失する①を抽出した。
b.の着眼点について，「高」と考えた事故シーケンスとして①，③を抽出した。
c.の着眼点について，「高」と考えた事故シーケンスとして①を抽出した。
d.頻度の観点では②が支配的となった。
以上より，①を重要事故シーケンスとして選定。なお，②は頻度の観点では支配的となるが，津波防護対策に要求される防護高さは津波高さが高くなる①に包絡される。
なお，有効と考えられる主な対策に差異がないため，①の事故シーケンスは②〜④の事故シーケンスに対して包絡性を有しているものと考える。

審査ガイドの着眼点a〜dに対する影響度の観点から，厳しい順に「高」，「中」，「低」とした。
重要事故シーケンスとして選定した事故シーケンス
取水機能喪失時（ＲＨＲＳ喪失時）は低圧ＥＣＣＳが従属的に機能喪失する。そのため，高圧注水系に成功している場合は崩壊熱除去機能喪失の事故シーケンスグループで取り扱うが，高圧注水系に失敗した場合は他の事故シーケンスグループ等（①，②，⑥〜⑨：高圧・低圧注水機能喪失，③〜⑤，⑩，⑪：全交流動力電源喪失，⑫ＬＯＣＡ時注水機能喪失，⑬雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損））で重大事故対策の有効性を確認する。

<(2)抽出した事故シーケンスの整理><(1)事故シーケンスの抽出>必ず想定する事故シーケンスグループ（解釈1−1(a)のシーケンスグループ）

個別プラント評価により抽出するもの（解釈1−1(b)のシーケンスグループ）＜個別プラントの確率論的リスク評価（ＰＲＡ）＞
・内部事象
・外部事象（適用可能なもの）⇒地震，津波＜ＰＲＡに代わる方法による評価＞
・その他の外部事象（火災，溢水，洪水，
風(台風)，竜巻，凍結，降水，積雪 等）⇒これらの外部事象により誘発される起因事象について検討

事故 シ−ケ ンス別 ＣＤ Ｆ（／ 炉年）
シ−ケ ン
ス No. 内 部事象
地震
津波
合計

事 故シ− ケンス

(1)

過渡 事象＋ 逃が し安全 弁再閉 鎖失敗 ＋高 圧炉心 冷却失 敗＋ 低圧炉 心冷却 失敗
手動 停止／ サポ −ト系 喪失（ 手動停 止） ＋高圧 炉心冷 却失 敗＋低 圧炉心 冷却失 敗(2)

3.2E -10

5. 8E-07

2.0E -10

3. 1E-09−−

5.8 E-07
3.3 E-09

全Ｃ ＤＦ に対す る割 合
（ ％）
0.5
＜0 .1

グル ープ別ＣＤＦ に対する割合 （％）−−

4.2 E-10

＜0 .1

＜ 0.1

4.3E -11−−

4.3 E-11

＜0 .1

＜ 0.1

(16 )

2.5E -09−−

2.5 E-09

＜0 .1

0.4

サポ −ト系 喪失 （自動 停止） ＋逃が し安 全弁再 閉鎖失 敗＋ 高圧炉 心冷却 失敗＋ 低圧 炉心冷 却失敗(17 )3.0E -11−−

3.0 E-11(3)

9.4E -09

手動 停止／ サポ −ト系 喪失（ 手動停 止） ＋高圧 炉心冷 却失 敗＋手 動減圧 失敗(13 )2.6E -09

(18 )

＜0 .1

＜ 0.1

1. 4E-06−

1.4 E-06

1.3

9 9.2

−

−

2.6 E-09

＜0 .1

0.2

8.3E -09−

外部 電源喪 失＋ ＤＧ失 敗＋Ｈ ＰＣＳ 失敗 （ＲＣ ＩＣ成 功）(7)

5.7E -08

5. 6E-09−

6.3 E-08

＜0 .1

2.0

サポ −ト系 喪失 （直流 電源故 障）＋ ＤＧ 失敗＋ ＨＰＣ Ｓ失 敗（Ｒ ＣＩＣ 成功）(22 )2.0E -08−−

2.0 E-08

＜0 .1

0.6

外部 電源喪 失＋ 直流電 源失敗 ＋高圧 炉心 冷却失 敗

(10 )

−

解釈1−2(b)を適用するもの

52

6.0E -12

2. 5E-06(9)

3.0E -10

3. 0E-09−

3.3 E-09

＜0 .1

0.1

(24 )

2.3E -10−−

2.3 E-10

＜0 .1

＜ 0.1

(8)

2.0E -10

5. 7E-07−

5.7 E-07

0.5

1 7.9

サポ −ト系 喪失 （直流 電源故 障）＋ ＤＧ 失敗＋ 高圧炉 心冷 却失敗

(23 )
(4 )

過渡 事象＋ 逃が し安全 弁再閉 鎖失敗 ＋Ｒ ＨＲ失 敗(5)

2.1E -08−

4.4E -05

5. 8E-06

3.8E -07

3. 0E-08−−−

2.1 E-08
5.0 E-05
4.1 E-07

2.4

＜0 .1
46. 7
0.4

7 8.8

0.6

高 圧・低 圧注 水機能 喪失

5. 9E-07

0.5

1-2(a )

ＴＱ ＵＸ

高 圧注水 ・減 圧機能 喪失

1. 4E-06

1.3

1-2(a )

全交流 動力 電源喪 失3. 2E-06

3.0

1-2(a )

61 .8

長期Ｔ Ｂ
ＴＢ Ｄ
ＴＢ Ｐ
ＴＢ Ｕ

9.9E -06−−

9.9 E-06

9.3

1 5.0

(15)

5.2E -08−−

5.2 E-08

＜0 .1

＜ 0.1

(19)

5.7E -06−−

5.7 E-06

5.4

8.7

サポ −ト系 喪失 （自動 停止） ＋逃が し安 全弁再 閉鎖失 敗＋ ＲＨＲ 失敗(20)

3.0E -08−−

3.0 E-08

＜0 .1

＜ 0.1

ＬＯ ＣＡ＋ ＲＨ Ｒ失敗(27)

7.7E -08−−

7.7 E-08

＜0 .1

0.1

過渡 事象＋ 原子 炉停止 失敗(6 )2.5E -08

1. 0E-07−

1.3 E-07

0.1

9 9.9

サポ −ト系 喪失 （自動 停止） ＋原子 炉停 止失敗(21)3.8E -11−−

3.8 E-11

＜0 .1

＜ 0.1

ＬＯ ＣＡ＋ 原子 炉停止 失敗(28)

5.6E -11−−

5.6 E-11

＜0 .1

＜ 0.1

ＬＯ ＣＡ＋ 高圧 炉心冷 却失敗 ＋低圧 炉心 冷却失 敗(25)

1.7E -11−−

1.7 E-11

＜0 .1

7 8.5

崩壊熱 除去 機能喪 失6. 6E-05

ＴＣ

原子炉 停止 機能喪 失1. 3E-07

0.1

1-2(b )Ｌ ＯＣＡ 時注 水機能 喪失

2. 2E-11＜ 0.1

1-2(a )

格納 容器バ イパ ス（イ ンター
フェ イスシ ステ ムＬＯ ＣＡ）

4. 8E-10＜ 0.1

1-2(b )

津波 浸水に よる 注水機 能喪失

3. 5E-05

32 .7

1-2(a )ＬＯ ＣＡ＋ 高圧 炉心冷 却失敗 ＋原子 炉減 圧失敗(26)

4.6E -12−−

4.6 E-12

＜0 .1

2 1.5

イン タ−フ ェイ スシス テムＬ ＯＣＡ(29)

4.8E -10−−

4.8 E-10＜0 .1

100. 0ＩＳＬ ＯＣＡ

原子 炉建屋 内浸 水によ る複数 の緩和 機能 喪失（ 全交流 動力 電源喪 失＋最 終ヒー トシ ンク喪 失）

(38 )

−

−

1. 1E-05

1.1 E-05

10. 3

3 1.4

2.4 E-05

22. 2

6 8.0

最終 ヒート シン ク喪失 ＋高圧 炉心冷 却失 敗

(40 )

−

−

8. 2E-08

8.2 E-08

＜0 .1

0.2

最終 ヒート シン ク喪失 ＋逃が し安全 弁再 閉鎖失 敗

(41 )

−

−

1. 3E-07

1.3 E-070.1

0.4

原子 炉建屋 損傷(30)

格納 容器損 傷(31)

原子 炉圧力 容器 損傷

(32)

−
−
−

−

2. 4E-07
6. 9E-09
3. 0E-07

2. 4E-05−−−

2.4 E-07
6.9 E-09
3.0 E-07

0.2
＜0 .1
0.3

100. 0ＴＷ

原 子炉建 屋損傷

100. 0

格 納容器 損傷

100. 0原子 炉圧力 容器損 傷

100. 0

格納 容器バ イパ ス

(33)

−

3. 3E-08−

3.3 E-08

＜0 .1

(34)

−

4. 8E-10−

4.8 E-10＜0 .1

100. 0Ｅ−Ｌ ＯＣＡ＜0 .1

100. 0

計装 ・制御 系喪 失−6. 5E-10−

6.5 E-10

解釈1−2(a)を適用するもの（原子炉格納容器の機能に期待できるもの）

Ｔ ＢＵ

原子 炉冷却 材圧 力バウ ンダリ 喪失（ Ｅｘ ｃｅｓ ｓｉｖ ｅ− ＬＯＣ Ａ）(35)

1-2(b )

ＴＱ ＵＶ

格納 容器バ イパ ス
計装 ・制御 系喪 失

格納容器破損防止を図る
シーケンスの確認
国内外の先進的な対策を考慮しても炉心損傷防止対策を講じる
ことが困難な事故シーケンスであり，格納容器損傷防止対策に期待できるシーケンス
例：ＬＯＣＡ＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗

1 -1(a)の 事故
シー ケンスＴＷ， ＴＢＷ

Ａ Ｅ， Ｓ１Ｅ ，
Ｓ ２Ｅ−

解釈1−1(a)以外のシーケンスグループ

炉心損傷防止対策の
有効性評価

0.6

(14)

手動 停止／ サポ −ト系 喪失（ 手動停 止） ＋逃が し安全 弁再 閉鎖失 敗＋Ｒ ＨＲ失 敗
サポ −ト系 喪失 （自動 停止） ＋ＲＨ Ｒ失 敗

(39)

解釈 1-2
との対 応

ＴＱ ＵＶ

審査ガイドに従い，事故シーケン
スグループごとに重要事故シーケ
ンスを選定

7 5.5

手動 停止／ サポ −ト系 喪失（ 手動停 止） ＋ＲＨ Ｒ失敗

最終 ヒート シン ク喪失 （ＲＣ ＩＣ成 功）

グ ル− プ別 全 ＣＤＦ に
ＣＤ Ｆ
対 する割 合（ ／炉 年）（％）

・ 崩壊熱除去機能喪失
・ 原子炉停止機能喪失
・ 格納容器バイパス（インターフェ
イスシステムＬＯＣＡ）

0.6

サポ −ト系 喪失 （直流 電源故 障）＋ ＤＧ 失敗＋ 逃がし 安全 弁再閉 鎖失敗 ＋高圧 炉心 冷却失 敗

過渡 事象＋ ＲＨ Ｒ失敗

2.5 E-06＜0 .1

外部 電源喪 失＋ ＤＧ失 敗＋高 圧炉心 冷却 失敗

外部 電源喪 失＋ ＤＧ失 敗＋逃 がし安 全弁 再閉鎖 失敗＋ 高圧 炉心冷 却失敗−

8.3 E-09

事 故シ− ケン スグル −プ

高圧・低圧注水機能喪失
高圧注水・減圧機能喪失
全交流動力電源喪失
ＬＯＣＡ時注水機能喪失

0.6

4.2E -10(12 )サポ −ト系 喪失 （自動 停止） ＋高圧 炉心 冷却失 敗＋手 動減 圧失敗

解釈 1-1
と の対応

・
・
・
・

9 8.9

(11 )

手動 停止／ サポ −ト系 喪失（ 手動停 止） ＋逃が し安全 弁再 閉鎖失 敗＋高 圧炉心 冷却 失敗＋ 低圧炉 心冷却 失敗
サポ −ト系 喪失 （自動 停止） ＋高圧 炉心 冷却失 敗＋低 圧炉 心冷却 失敗
過渡 事象＋ 高圧 炉心冷 却失敗 ＋手動 減圧 失敗

Ｐ ＲＡ におけ る
分類 結果（原子炉格納容器の機能に期待できるもの）(原子炉格納容器の機能に期待することが困難なもの)＜事故シーケンスグループ抽出・炉心損傷頻度算出結果＞
過渡 事象＋ 高圧 炉心冷 却失敗 ＋低圧 炉心 冷却失 敗

解釈1−2(a)を適用するもの<(3)重要事故シーケンスの選定>

2. 4E-07
1 -1(a)以外 の事故シー ケンス

6. 9E-09
3. 0E-07
−

0.2
＜ 0.1
＜ 0.1
＜ 0.1

(36)

−

4. 2E-08−

4.2 E-08＜0 .1

4. 2E-08

＜ 0.1

(37)

−

2. 2E-08−

2.2 E-08＜0 .1

2. 2E-08＜ 0.1

1. 1E-04

100.0

−

−

＜ 0.1

直流 電源喪 失＋ 原子炉 停止失 敗
交流 電源喪 失＋ 原子炉 停止失 敗

合計
6.1E -05
1. 2E-05
3. 5E-05
1.1 E-04
1 00.0−−−ハッ チング ：解 釈に基 づき想 定する 事故 シ−ケ ンスグ ル− プと直 接対応 せず， 全炉 心損傷 頻度へ の寄与 及び 影響度 の観点 から 他の事 故シ− ケンス グル −プと 比較し ，新た な事 故シ− ケンス グル −プと しての 追加は 不要 と判断 したも の・津波浸水による注水機能喪失

0.3

3. 3E-08
4. 8E-10
6. 5E-10

格納容器破損防止対策の
有効性評価

−

・原子炉建屋損傷
・格納容器損傷
・原子炉圧力容器損傷
・格納容器バイパス・原子炉冷却材圧力バウンダリ喪失（Ｅｘｃｅｓｓｉｖｅ ＬＯＣＡ
・計装・制御系喪失＜プラント個別に追加すべき事故シーケンスグループの確認＞「解釈1−1(a)の事故シーケンスグループと炉心損傷頻度又は影響度の観点から同程度であるか等から総合的に判断」
全炉心損傷頻度への寄与及び影響度の観点から他の事故シーケンスグループと比較し，新たな事故シーケンスグループとしての追加は不要と判断第 1−1 図事故シーケンスグループ抽出及び重要事故シーケンス選定の全体プロセス

過渡事象

原子炉停止

圧力バウンダリ
健全性

高圧炉心冷却

原子炉減圧

低圧炉心冷却

成功
成功
失敗
成功

成功
成功
成功
失敗

成功

失敗
失敗

失敗
成功
成功
失敗
失敗
成功
成功
失敗
失敗
失敗

53

失敗

事故シーケンス
グループ

No.

炉心損傷なし−崩壊熱除去機能喪失(4)

炉心損傷なし−崩壊熱除去機能喪失(4)

過渡事象＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗

高圧・低圧注水機能喪失(1)

過渡事象＋高圧炉心冷却失敗＋原子炉減圧失敗

高圧注水・減圧機能喪失(3)

炉心損傷なし−崩壊熱除去機能喪失(5)

炉心損傷なし−崩壊熱除去機能喪失(5)高圧・低圧注水機能喪失(2)

原子炉停止機能喪失

(6)

崩壊熱除去

事故シーケンス

炉心損傷なし過渡事象＋ＲＨＲ失敗
炉心損傷なし過渡事象＋ＲＨＲ失敗

炉心損傷なし過渡事象＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋ＲＨＲ失敗
炉心損傷なし過渡事象＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋ＲＨＲ失敗
過渡事象＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷
却失敗
過渡事象＋原子炉停止失敗

第 1−2 図内部事象レベル１ＰＲＡにおけるイベントツリー（1／7）

外部電源喪失

原子炉停止

直流電源

交流電源

高圧炉心冷却

圧力バウンダリ
健全性

No.

過渡事象へ

−

外部電源喪失＋ＤＧ失敗（ＨＰＣＳ成功）

崩壊熱除去機能喪失（ＴＢＷ）(11)

外部電源喪失＋ＤＧ失敗＋ＨＰＣＳ失敗（ＲＣＩＣ成功）

全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）(7)

外部電源喪失＋ＤＧ失敗＋高圧炉心冷却失敗

全交流動力電源喪失（ＴＢＵ）(8)

外部電源喪失＋ＤＧ失敗＋逃がし安全弁再閉鎖失敗（ＨＰＣＳ成功）

崩壊熱除去機能喪失（ＴＢＷ）(12)

外部電源喪失＋ＤＧ失敗＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋ＨＰＣＳ失敗

全交流動力電源喪失（ＴＢＰ）(9)

外部電源喪失＋直流電源失敗（ＨＰＣＳ成功）

崩壊熱除去機能喪失（ＴＢＷ）(13)

外部電源喪失＋直流電源失敗＋ＨＰＣＳ失敗

全交流動力電源喪失（ＴＢＤ）(10)

原子炉停止機能喪失

(6)

ＲＣＩＣ

成功

過渡事象へ
成功

成功

事故シーケンスグループ

事故シーケンス
ＨＰＣＳ

成功
成功
失敗
失敗
失敗

成功

成功
失敗
失敗
成功
失敗
失敗

失敗

過渡事象＋原子炉停止失敗

54
第 1−2 図内部事象レベル１ＰＲＡにおけるイベントツリー（2／7）

手動停止／
サポート系喪失（手動停止）

圧力バウンダリ
健全性

高圧炉心冷却

原子炉減圧

低圧炉心冷却

崩壊熱除去

成功
成功
失敗
成功

成功
成功
成功
失敗

失敗
失敗

失敗
成功
成功
失敗
失敗

成功
成功
失敗
失敗
失敗

55
第 1−2 図事故シーケンス

炉心損傷なし手動停止／サポート系喪失（手動停止）＋ＲＨＲ失敗
炉心損傷なし事故シーケンス
グループ

No.

炉心損傷なし−崩壊熱除去機能喪失(19)

炉心損傷なし−崩壊熱除去機能喪失(19)

手動停止／サポート系喪失（手動停止）＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉
心冷却失敗

高圧・低圧注水機能喪失(16)

手動停止／サポート系喪失（手動停止）＋高圧炉心冷却失敗＋原子炉
減圧失敗

高圧注水・減圧機能喪失(18)

炉心損傷なし−崩壊熱除去機能喪失(20)

炉心損傷なし−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

崩壊熱除去機能喪失(20)

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＋
高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗

高圧・低圧注水機能喪失(17)

手動停止／サポート系喪失（手動停止）＋ＲＨＲ失敗

炉心損傷なし手動停止／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
炉心損傷なし内部事象レベル１ＰＲＡにおけるイベントツリー（3／7）

サポート系喪失※（自動停止 ）

原子炉停止

圧力バウンダリ
健全性

高圧炉心冷却

原子炉減圧

低圧炉心冷却

成功
成功
失敗
成功

成功
成功
成功
失敗

成功

失敗
失敗

失敗
成功
成功
失敗
失敗
成功
成功
失敗
失敗
失敗

56

失敗

※

事故シーケンス
グループ

No.

炉心損傷なし−崩壊熱除去機能喪失(24)

炉心損傷なし−崩壊熱除去機能喪失(24)

サポート系喪失（自動停止）＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗

高圧・低圧注水機能喪失(21)

サポート系喪失（自動停止）＋高圧炉心冷却失敗＋原子炉減圧失敗

高圧注水・減圧機能喪失(23)

炉心損傷なし−崩壊熱除去機能喪失(25)

炉心損傷なし−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

崩壊熱除去機能喪失(25)

サポート系喪失（自動停止）＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋高圧炉心冷
却失敗＋低圧炉心冷却失敗

高圧・低圧注水機能喪失(22)

原子炉停止機能喪失

(26)

崩壊熱除去

事故シーケンス

炉心損傷なしサポート系喪失（自動停止）＋ＲＨＲ失敗
炉心損傷なしサポート系喪失（自動停止）＋ＲＨＲ失敗

炉心損傷なしサポート系喪失（自動停止）＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋ＲＨＲ失敗
炉心損傷なしサポート系喪失（自動停止）＋原子炉停止失敗

サポート系喪失において，原子炉自動停止に至る事象のうち，直流電源故障については別途評価。

第 1−2 図内部事象レベル１ＰＲＡにおけるイベントツリー（4／7）

サポート系喪失（直流電源故障）

原子炉停止

交流電源

高圧炉心冷却

圧力バウンダリ
健全性

事故シーケンス
ＨＰＣＳ

ＲＣＩＣ

成功

サポート系喪失（自動停止）へ

サポート系喪失（自動停止）へ−

崩壊熱除去機能喪失（ＴＢＷ）

(30)

成功

サポート系喪失（直流電源故障）（外部電源喪失）＋ＤＧ失敗＋ＨＰ
ＣＳ失敗（ＲＣＩＣ成功）

全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）

(27)

失敗

サポート系喪失（直流電源故障）（外部電源喪失）＋ＤＧ失敗＋高圧
炉心冷却失敗全交流動力電源喪失（ＴＢＵ）

(28)

成功

サポート系喪失（直流電源故障）（外部電源喪失）＋ＤＧ失敗＋逃がし安全弁再閉鎖失敗（ＨＰＣＳ成功）

崩壊熱除去機能喪失（ＴＢＷ）

(31)

失敗

サポート系喪失（直流電源故障）（外部電源喪失）＋ＤＧ失敗＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋ＨＰＣＳ失敗

全交流動力電源喪失（ＴＢＰ）(29)

原子炉停止機能喪失

(26)

成功
失敗

失敗

失敗

失敗

サポート系喪失（自動停止）＋原子炉停止失敗

57

第 1−2 図No.

サポート系喪失（直流電源故障）（外部電源喪失）＋ＤＧ失敗（ＨＰ
ＣＳ成功）

成功

成功

事故シーケンス
グループ

内部事象レベル１ＰＲＡにおけるイベントツリー（5／7）

大破断
ＬＯＣＡ

原子炉停止

高圧炉心冷却

低圧炉心冷却

成功
失敗
成功
失敗

崩壊熱除去機能喪失(37)

炉心損傷なし−崩壊熱除去機能喪失(37)

ＬＯＣＡ時注水機能喪失(36)

原子炉停止機能喪失(38)

事故シーケンス
グループ

No.

炉心損傷なし−崩壊熱除去機能喪失(34)

炉心損傷なし−崩壊熱除去機能喪失(34)

中小破断ＬＯＣＡ＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗

ＬＯＣＡ時注水機能喪失(32)

中小破断ＬＯＣＡ＋高圧炉心冷却失敗＋原子炉減圧失敗

ＬＯＣＡ時注水機能喪失(33)

原子炉停止機能喪失(35)

大破断ＬＯＣＡ＋ＲＨＲ失敗

失敗

大破断ＬＯＣＡ＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗

失敗

58

−

炉心損傷なし成功

原子炉停止

炉心損傷なし大破断ＬＯＣＡ＋ＲＨＲ失敗

成功

中小破断
ＬＯＣＡ

No.

事故シーケンス

炉心損傷なし

成功

失敗

事故シーケンス
グループ

崩壊熱除去

大破断ＬＯＣＡ＋原子炉停止失敗

高圧炉心冷却

原子炉減圧

低圧炉心冷却

崩壊熱除去

成功
成功
失敗
成功

成功
成功
成功
失敗

失敗
失敗

失敗
失敗

事故シーケンス

炉心損傷なし中小破断ＬＯＣＡ＋ＲＨＲ失敗
炉心損傷なし中小破断ＬＯＣＡ＋ＲＨＲ失敗

中小破断ＬＯＣＡ＋原子炉停止失敗

第 1−2 図内部事象レベル１ＰＲＡにおけるイベントツリー（6／7）

インターフェイスシステムＬＯＣＡ

事故シーケンス

インターフェイスシステムＬＯＣＡ

第 1−2 図内部事象レベル１ＰＲＡにおけるイベントツリー（7／7）

事故シーケンス
グループ

No.

格納容器バイパス（インターフェイスシステムＬＯＣＡ）

(39)

59

地震

地震加速度大

原子炉建屋

格納容器

原子炉
圧力容器

格納容器
バイパス

Ｅｘｃｅｓｓｉｖｅ
ＬＯＣＡ

計装・制 御

直流電源

交流電源

外部電源

発生なし
健全
健全
健全
健全
発生なし
発生な し
健全
健全
健全
発生

喪失
喪失
RHR̲A̲ST̲2MD̲RCIC.ft

喪失
喪失

RHR̲A̲CH̲2MD.ft

損傷

LPCI̲B̲TRAN.ft RHR̲A̲ST̲2MD.ft
LPCS̲TRAN.ft

損傷

LPCI̲B̲TRAN.ft
RHR̲A̲ST̲2MD.ft

60
第 1−3 図

No.

−

−

過渡事象

−

外部電源喪失−交流電源喪失−

直流電源喪失−計 装・制御系喪失

発生
発生

損傷

発生する 起因事象

地震レベル１ＰＲＡにおける階層イベントツリー

Ｅｘｃ ｅｓｓｉ ｖｅ

ＬＯＣＡ

(46)
(44)

格 納容器バイパス(43)

原 子炉圧力容器損傷(42)

格納容器損傷(41)

原子炉建屋 損傷

(40)

過渡事象

原子炉停止

逃がし安全弁開放

圧力バウンダリ
健全性

高圧炉心冷却

原子炉減圧

低圧炉心冷却

崩壊熱除去

成功
成功
1.60E-01

失敗
成功

成功
成功
成功
失敗

成功

失敗
失敗

失敗

RHR̲A̲ST̲2MD.ft

P1

成功
成功
失敗

成功
失敗

HPCS̲SORV.ft

成功
成功

失敗

失敗
失敗

失敗

事故シーケンス

炉心損傷なし過渡事象＋ＲＨＲ失敗

炉心損傷なし−崩壊熱除去機能喪失(4)

炉心損傷なし−(4)

過渡事象＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗

高圧・低圧注水機能喪失(1)

過渡事象＋高圧炉心冷却失敗＋原子炉減圧失敗

高圧注水・減圧機能喪失(3)

炉心損傷なし−崩壊熱除去機能喪失(5)

過渡事象＋ＲＨＲ失敗

炉心損傷なし過渡事象＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋ＲＨＲ失敗
炉心損傷なし過渡事象＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋ＲＨＲ失敗
過渡事象＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷
却失敗
ＬＯＣＡ

過渡事象＋原子炉停止失敗

61
第 1−4 図No.

崩壊熱除去機能喪失

炉心損傷なしＥｘｃｅｓｓｉｖｅ

失敗

事故シーケンスグループ

地震レベル１ＰＲＡにおけるイベントツリー（1／3）

炉心損傷なし−崩壊熱除去機能喪失(5)高圧・低圧注水機能喪失

(2)

−

(42)

原子炉停止機能喪失(6)外部電源 喪失

原子炉停 止逃がし安 全弁
開放

直流電 源

交流電 源

高圧 炉心冷却

圧力バウ ンダリ
健全 性

成功
成功
失敗
失敗

失敗

成功

成功
失敗
失敗
成功
失敗
失敗

失敗

過渡事象へ

−

外部電源 喪失＋ＤＧ 失敗（Ｈ ＰＣＳ成 功）

崩壊熱除去 機能喪失 （ＴＢＷ）(11)

過渡事象 へ
成功

成功

No.

ＲＣ ＩＣ

成功

成功

事 故シーケ ンスグルー プ

事故 シーケン ス
ＨＰＣ Ｓ

外部電源 喪失＋ＤＧ 失敗＋Ｈ ＰＣＳ失 敗（ＲＣＩ Ｃ成功）

全 交流動力 電源喪失（ 長期ＴＢ ）(7)

外部電源 喪失＋ＤＧ 失敗＋高 圧炉心冷 却失敗

全交流動力 電源喪失 （ＴＢＵ）(8)

外部電源 喪失＋ＤＧ 失敗＋逃 がし安全 弁再閉鎖失 敗（ＨＰ ＣＳ成功）

崩壊熱除去 機能喪失 （ＴＢＷ）(12)

外部電源 喪失＋ＤＧ 失敗＋逃 がし安全 弁再閉鎖失 敗＋ＨＰ ＣＳ失敗

全交流動力 電源喪失 （ＴＢＰ）(9)

外部電源 喪失＋直流 電源失敗 （ＨＰＣ Ｓ成功）

崩壊熱除去 機能喪失 （ＴＢＷ）(13)

外部電源 喪失＋直流 電源失敗 ＋ＨＰＣ Ｓ失敗

全交流動力 電源喪失 （ＴＢＤ）

(10)

−

(42)

原子 炉停止機能 喪失(5)

Ｅｘｃｅ ｓｓｉｖｅ

失敗

ＬＯＣ Ａ

過渡事象 ＋原子炉停 止失敗

62

第 1−4 図地震レベル１ＰＲＡにおけるイベントツリー（2／3）

交流電源喪失

逃がし安全弁開放

原子炉停止

高圧炉心冷却

圧力バウンダリ
健全性
成功

成功
失敗
失敗
成功
成功
失敗
失敗
失敗

外部電源喪失＋ＤＧ失敗（ＨＰＣＳ成功）

崩壊熱除去機能喪失（ＴＢＷ）(11)

外部電源喪失＋ＤＧ失敗＋ＨＰＣＳ失敗（ＲＣＩＣ成功）

全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）(7)

外部電源喪失＋ＤＧ失敗＋高圧炉心冷却失敗

全交流動力電源喪失（ＴＢＵ）(8)

外部電源喪失＋ＤＧ失敗＋逃がし安全弁再閉鎖失敗（ＨＰＣＳ成功）

崩壊熱除去機能喪失（ＴＢＷ）(12)

外部電源喪失＋ＤＧ失敗＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋ＨＰＣＳ失敗

全交流動力電源喪失（ＴＢＰ）

(9)

−

(42)

交流電源喪失＋原子炉停止失敗(45)

Ｅｘｃｅｓｓｉｖｅ失敗

直流電源喪失

No.

ＲＣＩＣ

成功

成功

事故シーケンスグループ

事故シーケンス
ＨＰＣＳ

ＬＯＣＡ

交流電源喪失＋原子炉停止失敗

原子炉停止

高圧炉心冷却

逃がし安全弁
開放

63

成功
成功
成功

事故シーケンスグループ

No.

外部電源喪失＋直流電源失敗（ＨＰＣＳ成功）

崩壊熱除去機能喪失（ＴＢＷ）(13)

外部電源喪失＋直流電源失敗＋ＨＰＣＳ失敗

全交流動力電源喪失（ＴＢＤ）

(10)

−

(42)

直流電源喪失＋原子炉停止失敗(45)

事故シーケンス
ＨＰＣＳ

失敗
失敗

ＲＣＩＣ

Ｅｘｃｅｓｓｉｖｅ

失敗

ＬＯＣＡ

直流電源喪失＋原子炉停止失敗

第 1−4 図地震レベル１ＰＲＡにおけるイベントツリー（3／3）

津波（津波高さ）

防潮堤損傷（T.P.＋24m〜）

原子炉建屋内浸水（T.P.＋22m〜24m）

最終ヒートシンク喪失（T.P.＋20m〜22m）
発生なし

発生なし
発生なし

発生
発生

No.

−

−

最終ヒートシンク喪失（T.P.＋20m〜22m）−

原子炉建屋内浸水による複数の緩和機能喪失（T.P.＋22m〜24m）

※

※

発生

※

発生する起因事象

防潮堤損傷（T.P.＋24m〜）

(47)
(46)

炉心損傷直結のためイベントツリーは展開しない。

第 1−5 図津波レベル１ＰＲＡにおける階層イベントツリー

64
最終ヒートシンク喪失

圧力バウンダリ健全性

高圧炉心冷却

成功

事故シーケンス

事 故シーケンスグループ

No.

最終ヒートシンク喪失（ＲＣＩＣ成功 ）津波 浸水による注水機能喪失(48)

最終ヒートシンク喪失＋高圧炉心冷却 失敗

津波 浸水による注水機能喪失(49)

最終ヒートシンク喪失＋逃がし安全弁 再閉鎖失敗

津波 浸水による注水機能喪失

(50)

成功
失敗

失敗

第 1−6 図津波レベル１ＰＲＡにおけるイベントツリー

全交流動力
電源喪失
津波浸水 3.6％
による注水機能喪失
5.3％

地震
13.8％
津波
5.7％

内部事象
80.5％
崩壊熱除去
機能喪失
87.6％

（ＣＤＦ：7.5×10−５／炉年）
事故シーケンスグループ別
第 1−7 図事象別

プラント全体の炉心損傷頻度

崩壊熱除去
機能喪失
99.8％

内部事象レベル１ＰＲＡ（ＣＤＦ：6.1×10−５／炉年）
高圧・低圧注水
機能喪失
4.5％

原子炉圧力
容器損傷
2.1％

原子炉建屋損傷
1.5％
防潮堤損傷
7.7％

高圧注水・
減圧機能喪失
12.5％

全交流動力
電源喪失
24.8％

崩壊熱除去
機能喪失
53.1％

津波浸水による
注水機能喪失92.3％

地震レベル１ＰＲＡ
津波レベル１ＰＲＡ−５（ＣＤＦ：1.0×10 ／炉年）
（ＣＤＦ：4.3×10−６／炉年）
第 1−8 図 事故シーケンスグループごとの寄与割合

65

2.

格納容器破損防止対策の有効性評価の格納容器破損モード抽出及び評価事故シーケンスの選定について
格納容器破損防止対策の有効性評価に係る格納容器破損モード抽出 及 び 評 価 事 故 シ ー ケ ン ス 選 定 に お け る 全 体 プ ロ セ ス を 第 2− 1図 に ，
全体プロセスの概要を以下に示す。

【概
(1)

要】
格納容器破損モードの抽出
内部事象レベル１．５ＰＲＡを用いて格納容器破損モードを抽出した。また，ＰＲＡが適用可能でないと判断した外部事象については，定性的検討から格納容器破損モードを抽出した。

(2)

抽出した格納容器破損モードの整理
抽出した格納容器破損モードのうち，炉心損傷発生時点で格納容器機能に期待できない格納容器先行破損又は格納容器バイパスに該当するものは，解釈に基づき炉心損傷防止対策の有効性評価の対象とした。また，解釈に示されている必ず想定する格納容器
破損モードに対応しない格納容器破損モードについては，国内外で得られている知見や実プラントでの運用等も踏まえた確認を行
い，新たな格納容器破損モードとしての追加の要否を検討した。

(3)

評価事故シーケンスの選定
格納容器破損モードごとに格納容器破損モード発生の観点で厳しいプラント損傷状態（ＰＤＳ）を選定し，その中で最も事象進展が厳しい事故シーケンスを有効性評価における評価事故シーケ
ンスとして選定した。
なお，評価事故シーケンスの選定に当たっては，国内外の先進的な対策を考慮しても炉心損傷防止対策を講ずることが困難な事
59故シーケンスも含めて実施した。

60

2.1

格納容器破損モードの抽出
解釈には，格納容器破損防止対策の有効性評価に係る格納容器破損モードの個別プラント評価による抽出に関し，以下のとおり示さ
れている。
２−１
(a)

必ず想定する格納容器破損モード

・ 雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）
・ 高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱
・ 原子炉圧力容器外の溶融燃料−冷却材相互作用
・ 水素燃焼・ 格納容器直接接触（シェルアタック）・ 溶融炉心・コンクリート相互作用(b)

個別プラント評価により抽出した格納容器破損モード① 個別プラントの内部事象に関するＰＲＡ及び外部事象に関するＰＲＡ（適用可能なもの）又はそれに代わる方法で評価を実施すること。
② そ の 結 果 ， 上 記 ２ − １ (a) の 格 納 容 器 破 損 モ ー ド に 含 ま れ な
い有意な頻度又は影響をもたらす格納容器破損モードが抽出された場合には，想定する格納容器破損モードとして追加すること。

上 記 ２ − １ (b)① に 関 し て ， こ れ ま で に 整 備 し た ア ク シ デ ン ト マ
ネ ジ メ ン ト 策 （ 以 下 「 Ａ Ｍ 策 」 と い う 。） や 福 島 第 一 原 子 力 発 電 所事故以降に実施した各種対策等を含めず，設計基準事故対処設備の61

機能にのみ期待する，仮想的なプラント状態を評価対象とした内部
事象レベル１．５ＰＲＡを用いて格納容器破損モードの抽出を行った。また，ＰＲＡが適用可能でないと判断した外部事象については，
定性的な検討により発生する格納容器破損モードの分析を行った。
なお，地震レベル１．５ＰＲＡについては，原子炉建屋，格納容器，
格納容器隔離弁等の損傷から格納容器の閉じ込め機能喪失に至る過程に不確かさが大きくなる傾向にあり，国内でも試解析例はあるものの，定量評価結果の活用に際しては損傷箇所，損傷モード等の精緻化検討が必要であるため，現段階では事故シーケンス選定の検討に適用可能でないものと判断している。実施した格納容器破損モード抽出に係る分析結果を以下に示す。
(1)

ＰＲＡに基づく整理
内部事象レベル１．５ＰＲＡにおいては，事故の進展に伴い生じる格納容器の健全性に影響を与える負荷を分析し，格納容器破損モードを抽出した。
具 体 的 に は 第 2− 2図 の と お り 炉 心 損 傷 前 ， 原 子 炉 圧 力 容 器 破 損
前，原子炉圧力容器破損直後，事故後期の各プラント状態に分類
し，それぞれの状態で発生する負荷を抽出している。また，事故
進 展 中 に 実 施 さ れ る 緩 和 手 段 等 を 考 慮 し ， 第 2− 3図 に 示 す イ ベ ン
トツリーを作成し，格納容器破損に至る格納容器破損モードを整理している。内部事象レベル１．５ＰＲＡから抽出された格納容
器破損モードを以下に示す。また，各格納容器破損モードにおける 定 量 化 結 果 を 第 2− 1表 及 び 第 2− 4図 に 示 す 。
ａ．格納容器バイパス（インターフェイスシステムＬＯＣＡ）
インターフェイスシステムＬＯＣＡの発生後，原子炉冷却材
62

の流出が継続して炉心損傷に至り，格納容器をバイパスして放射性物質等が原子炉建屋内に放出される格納容器破損モードである。
ｂ．格納容器バイパス（格納容器隔離失敗）
炉心損傷時点で，格納容器の隔離に失敗しており，隔離失敗
箇所から放射性物質等が原子炉建屋内に放出される格納容器破損モードである。
ｃ．早期過圧破損（未臨界確保失敗）
原子炉の未臨界達成に失敗した場合に，炉心で発生する大量の水蒸気により格納容器圧力が上昇し，格納容器が早期に過圧されて破損する格納容器破損モードである。
ｄ．過圧破損（崩壊熱除去失敗）
炉心冷却に成功し崩壊熱除去に失敗した場合に，崩壊熱によって炉心で発生する水蒸気により格納容器圧力が徐々に上昇し，格納容器が過圧されて破損する格納容器破損モードである。
ｅ．過圧破損（長期冷却失敗）
炉心損傷後に，デブリの崩壊熱によって発生する水蒸気，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により格納容器圧力が徐々に上昇し，格納容器が過圧されて破損する格納容器破損モードである。
な お ， Ｍ ａ ｒ ｋ -Ⅱ 型 格 納 容 器 の 特 徴 を 考 慮 し ， 解 釈 に 基 づき必ず想定する格納容器破損モードとの対応では，溶融物がペデスタル（ドライウェル部）床面を貫通してサプレッション・
プールへ落下した後に発生する過圧破損（長期冷却失敗）を「溶融炉心・コンクリート相互作用」の格納容器破損モードに63

分類する。
ｆ．過温破損
炉心損傷後に，デブリの崩壊熱によって格納容器雰囲気が加熱され，格納容器貫通部の取付部，又はフランジシール部などが熱的に損傷し，格納容器が破損する格納容器破損モードである。
な お ， Ｍ ａ ｒ ｋ -Ⅱ 型 格 納 容 器 の 特 徴 を 考 慮 し ， 解 釈 に 基 づき必ず想定する格納容器破損モードとの対応では，溶融物がペデスタル（ドライウェル部）床面を貫通してサプレッション・
プールへ落下した後に発生する過温破損を「溶融炉心・コンク
リート相互作用」の格納容器破損モードに分類する。
ｇ．格納容器雰囲気直接加熱
原子炉圧力容器が高圧状態で破損した場合に，微粒子化したデブリが格納容器空間部に飛散し，格納容器雰囲気が直接加熱されて急速な圧力上昇が生じることにより格納容器が破損する
格納容器破損モードである。
ｈ．原子炉圧力容器外での水蒸気爆発
デブリがペデスタル（ドライウェル部）の冷却水中又はサプ
レッション・プール水中に落下した場合，若しくは格納容器内に放出されたデブリに対して注水を実施した場合に，デブリと水の接触に伴い，デブリの持つ熱エネルギーが爆発的な機械エ
ネルギーに変換され，格納容器への荷重が生じることで格納容器が破損する格納容器破損モードである。
な お ， Ｍ ａ ｒ ｋ -Ⅱ 型 格 納 容 器 の 特 徴 を 考 慮 し ， 解 釈 に 基 づき必ず想定する格納容器破損モードとの対応では，溶融物がペ64

デスタル（ドライウェル部）床面を貫通してサプレッション・
プールへ落下した後に発生する水蒸気爆発を「溶融炉心・コン
クリート相互作用」の格納容器破損モードに分類する。
ｉ．溶融炉心・コンクリート相互作用
原子炉圧力容器破損後，格納容器内に放出されたデブリによりペデスタル（ドライウェル部）床のコンクリートが侵食され，デブリはペデスタル（ドライウェル部）床を貫通してサプレッ
ション・プールに落下する。その後，サプレッション・プール
における溶融炉心・コンクリート相互作用が継続し，ベースマ
ット溶融貫通に先行してペデスタル（ドライウェル部）壁面の侵食に伴う原子炉圧力容器支持機能の喪失により格納容器が破損する格納容器破損モードである。

なお，以下の格納容器破損モードは，分析により除外した。
ｊ．原子炉圧力容器内での水蒸気爆発
溶融炉心が下部プレナム内の残存水中に落下し，高温の溶融
炉心と冷却材が接触することで水蒸気爆発が発生する。このときに発生したエネルギーにより，水塊が原子炉圧力容器上部に衝突し，さらに原子炉圧力容器ヘッド部が破損し格納容器に衝突して破損する格納容器破損モードである。
ただし，これまでの炉内溶融燃料−冷却材相互作用に係る研究等の知見から，炉内溶融燃料−冷却材相互作用により格納容器が破損する可能性は十分低いため，本ＰＲＡでは格納容器破損モードとして設定していない。
ｋ．水素燃焼65

ジルコニウム−水反応，水の放射線分解等により発生した水素が格納容器雰囲気中の酸素と反応して燃焼し，熱エネルギを放出して格納容器を過圧・過熱することで格納容器が破損する
格納容器破損モードである。
ただし，ＢＷＲでは格納容器内を窒素置換により酸素濃度を低く管理しており，水素が可燃限界に至る可能性が十分低いため，本ＰＲＡでは格納容器破損モードとして設定していない。
ｌ．溶融物直接接触
原子炉圧力容器破損後にペデスタル（ドライウェル部）へ落下したデブリが，ペデスタル（ドライウェル部）床からドライ
ウェル床に拡がり，ドライウェル壁に直接接触してドライウェ
ル壁の一部が溶融貫通することにより格納容器が破損する格納容器破損モードである。
ただし，Ｍａｒｋ−Ⅱ型格納容器においては，ペデスタル（ドライウェル部）内に蓄積したデブリがドライウェル床には拡がらない格納容器構造となっているため，格納容器破損モードとして設定してしない。

(2)

ＰＲＡに代わる検討に基づく整理
外部事象の影響としては，地震時には原子炉建屋損傷等の直接
炉心損傷に至る事象が発生した場合に格納容器破損への影響が想定されるが，当該事象については地震レベル１ＰＲＡの知見から解釈に基づき想定する事故シーケンスグループと比較して新たに追加する必要はないと総合的に判断しており，内部事象レベル１．
５ＰＲＡから抽出した格納容器破損モードに追加すべきものはな
66

いと判断した。
また，津波やその他の自然現象については，格納容器が直接損傷する可能性は低く，炉心損傷後の格納容器内の物理現象は内部事象と同等と考えられるため，内部事象レベル１．５ＰＲＡから抽出された格納容器破損モードに追加すべきものはないものと判断 し た （ 別 紙 1）。

67

2.2

抽出した格納容器破損モードの整理

2.2.1

必ず想定する格納容器破損モードとの対応

抽出した格納容器破損モードについて，以下の解釈に基づき必ず想 定 す る 格 納 容 器 破 損 モ ー ド と の 対 応 の 確 認 を 第 2− 1表 に 示 す と お
り行った。
２−１
(a)

必ず想定する格納容器破損モード

・ 雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）
・ 高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱
・ 原子炉圧力容器外の溶融燃料−冷却材相互作用
・ 水素燃焼・ 格納容器直接接触（シェルアタック）・ 溶融炉心・コンクリート相互作用

なお，レベル１．５ＰＲＡより抽出した溶融物がサプレッション・プールへ落下した後に発生する格納容器破損モードについては，
ペデスタル（ドライウェル部）床における溶融炉心・コンクリート
相互作用に引き続いて発生する格納容器破損モードであること，及び当該格納容器破損モードの防止のためにはペデスタル（ドライウ
ェル部）床における溶融炉心・コンクリート相互作用を防止することが有効であることを考慮し，解釈に基づき必ず想定する格納容器
破損モード「溶融炉心・コンクリート相互作用」として整理した（ 別 紙 8）。
また，必ず想定する格納容器破損モードのうち「格納容器直接接68

触 （ シ ェ ル ア タ ッ ク ）」 に つ い て は ， 格 納 容 器 下 部 の ペ デ ス タ ル 床とドライウェル床の高さが同じ高さで構成されているＭａｒｋ−Ⅰ
型格納容器に特有の事象であり，東海第二発電所のＭａｒｋ−Ⅱ型
格納容器では，溶融物が直接ドライウェル壁面に接触しない構造であることから，今回のレベル１．５ＰＲＡと同様に格納容器破損モ
ー ド と し て 考 慮 し な い 。（ 別 紙 9）
また，必ず想定する格納容器破損モードのうち「水素燃焼」については，東海第二発電所では運転中は格納容器内を窒素置換により
酸 素 濃 度 を 低 く 管 理 し て お り ， 起 因 事 象 発 生 後 24時 間 の う ち に 水 素
及び酸素が可燃限界に至る可能性が十分に小さいことから，今回のレベル１．５ＰＲＡでは格納容器破損モードとして考慮していない。
ただし，炉心の著しい損傷が起こるような重大事故等時において，
実 際 に 長 期 （ 事 象 発 生 か ら 7日 間 ） に わ た っ て 格 納 容 器 内 雰 囲 気 が
水 素 の 可 燃 限 界 以 下 （ 水 素 濃 度 が 13vol ％ 以 下 又 は 酸 素 濃 度 が5vol ％ 以 下 ） に 維 持 可 能 で あ る こ と を 確 認 す る 必 要 が あ る と 考 え る 。
そ の た め ，「 水 素 燃 焼 」 に つ い て は ， 有 効 性 評 価 の 評 価 対 象 と す る
格納容器破損モードとした。

2.2.2

追加すべき格納容器破損モードの検討

抽出した格納容器破損モードについて，必ず想定する格納容器破損 モ ー ド に 対 応 し な い 以 下 の (1)〜 (3)の 破 損 モ ー ド が 抽 出 さ れ た ため，これらを有効性評価の評価対象とする新たな格納容器破損モードとして追加することの必要性について検討を実施した。
(1)

格納容器バイパス（インターフェイスシステムＬＯＣＡ，格納容器隔離失敗）69

これらの破損モードは，事象発生と同時に格納容器の隔離機能を喪失している事象であり，解釈の要求事項における「炉心の著しい損傷後の原子炉格納容器の機能に期待することが困難なもの( 格 納 容 器 先 行 破 損 シ ー ケ ン ス ， 格 納 容 器 バ イ パ ス 等 )に あ っ て は ，
炉心の著しい損傷を防止する対策に有効性があることを確認する 。」 に 該 当 す る 事 故 シ ー ケ ン ス グ ル ー プ で あ る 。
このため，格納容器バイパスであるこれらの破損モードに対して講じるべき対策は炉心損傷防止対策であり，これらの破損モードを有効性評価の対象とする格納容器破損モードとして追加する必要はないと判断した。
以下にインターフェイスシステムＬＯＣＡ及び格納容器隔離失敗について，評価シーケンスに追加する必要はないと判断した理由を示す。
ａ．インターフェイスシステムＬＯＣＡ
本破損モードは，発生と同時に格納容器の隔離機能は喪失しているものの，炉心損傷までには時間余裕のある事象である。
対策としては炉心損傷の防止又は炉心損傷までに格納容器の隔離機能を復旧することが挙げられる。炉心損傷防止の観点では，
内部事象出力運転時レベル１ＰＲＡの結果から重要事故シーケ
ンスとして抽出し，有効性評価の対象としている。
格納容器の隔離機能を復旧したものの，炉心損傷を防止できなかった場合，その後の事象進展は原子炉圧力容器内の状況に応じて、評価対象とした評価事故シーケンスに包絡されるものと考える。
したがって，本破損モードを有効性評価の対象とする格納容70

器破損モードとして追加する必要はないと判断した。
な お ， 当 該 破 損 モ ー ド の 格 納 容 器 破 損 頻 度 （ 4.8E-10 ／ 炉 年 ）の 全 格 納 容 器 破 損 頻 度 に 対 す る 寄 与 割 合 は 0.1％ 未 満 で あ る 。
ｂ．格納容器隔離失敗
本破損モードは，炉心が損傷した時点で格納容器隔離に失敗している破損モードとして抽出されており，炉心損傷発生後の事象の進展に伴う物理的な現象に由来するものではなく，炉心損傷時点で格納容器が隔離機能を喪失している事象となる。
隔離失敗の原因としては，格納容器貫通部，アクセス部等からの漏えい等の機械的破損や格納容器漏えい試験後の弁の復旧
忘れ等の人的過誤が考えられる。
これらの隔離失敗を防止するため，定期試験時及び原子炉起動前における格納容器隔離機能の確認や手順書に基づく確実な操作を実施している。さらに出力運転中は格納容器内を窒素置
換 し ， 格 納 容 器 圧 力 に つ い て 1日 1回 確 認 し て い る こ と か ら ， 格
納容器からの漏えいが存在する場合は，格納容器圧力の低下等
により速やかに検知できる可能性が高いと考える。
また，今回実施したレベル１．５ＰＲＡでは，国内ＢＷＲプ
ラントの格納容器隔離失敗の実績がないことから，ＮＵＲＥＧ／ Ｃ Ｒ − 4220 に 記 載 さ れ た 米 国 に お け る 通 常 運 転 時 の 長 期 間 の格納容器隔離失敗実績に基づき，本破損モードの格納容器破損
頻 度 （ 6.1E-10 ／ 炉 年 ） を 定 量 化 し て い る が ， 国 内 の 運 転 管 理
実績を考慮すれば，本破損モードの格納容器破損頻度はさらに小さくなると推定される。
以上より，本格納容器破損モードは事象の進展に伴い発生す71

るものではなく，事象発生前に格納容器の隔離機能が喪失している事象であり，通常の運転管理において格納容器の状態を確認する運用とすることが対策であること，また，本破損モード
により格納容器隔離機能が喪失する頻度は十分に低く，本格納容器破損モードに至る前に炉心損傷を防止することが重要と考えることから，重大事故等対処設備の有効性評価の対象とする
格納容器破損モードとして追加する必要はないと判断した（別紙 10）。
また，格納容器隔離失敗については，地震レベル１ＰＲＡにおいても抽出されており，地震レベル１ＰＲＡでは，地震によって格納容器を貫通する配管が格納容器外で破断する事象を想定している。
しかしながら，地震による配管の破断箇所や破断の程度の組合せを特定することは困難であり，本破損モードについては，
有効性評価の対象とすべき格納容器破損モードとして単独で定義するものではなく，発生する事象の程度や組合せに応じて対応していくべきものと考える。また，地震レベル１ＰＲＡの評
価から，本破損モードにより格納容器隔離機能が喪失する頻度
は十分に低いことを確認している。
以上のことから，地震ＰＲＡから抽出される格納容器隔離失敗についても，重大事故等対処設備の有効性評価の対象とする
格納容器破損モードとして追加する必要はないと判断した。
(2)

早期過圧破損（未臨界確保失敗）
本破損モードはレベル１．５ＰＲＡ上の破損モードとして抽出されたが，格納容器先行破損シーケンスである本破損モードは，
72

解 釈 １ − ２ （ b） に 従 い 炉 心 損 傷 防 止 対 策 の 事 故 シ ー ケ ン ス グ ループ「原子炉停止機能喪失」にて炉心の著しい損傷を防止する対策に有効性があることを確認する。なお，当該破損モードの格納
容 器 破 損 頻 度 （ 2.5E-08 ／ 炉 年 ） の 全 格 納 容 器 破 損 頻 度 に 対 す る
寄 与 割 合 は 0.1％ 未 満 で あ る 。
したがって，本破損モードを有効性評価の対象とする格納容器
破損モードとして追加する必要はないと判断した。
(3)

過圧破損（崩壊熱除去失敗）
本破損モードはレベル１．５ＰＲＡ上の破損モードとして抽出されたが，格納容器先行破損シーケンスである本破損モードは，
解 釈 １ − ２ （ b） に 従 い 炉 心 損 傷 防 止 対 策 の 事 故 シ ー ケ ン ス グ ル
ープ「崩壊熱除去機能喪失」にて炉心の著しい損傷を防止する対策に有効性があることを確認する。なお，当該破損モードの格納
容 器 破 損 頻 度 （ 6.0E-05 ／ 炉 年 ） の 全 格 納 容 器 破 損 頻 度 に 対 す る
寄 与 割 合 は 約 99.8％ で あ る 。
したがって，本破損モードを有効性評価の対象とする格納容器
破損モードとして追加する必要はないと判断した。

(4)

原子炉圧力容器内での水蒸気爆発
本破損モードについては各種研究により得られた知見から原子炉格納容器の破損に至る可能性は極めて低いと評価されており，国内においてもリスクの観点からは大きな影響がないものと認識されている。
したがって，当該破損モードを個別プラント評価により抽出された格納容器破損モードとして評価事故シーケンスに追加する必要はないと判断した。
73

以上より，ＰＲＡの知見等を踏まえ，格納容器破損防止対策の有効性評価において，解釈に基づき想定する格納容器破損モードに追加すべき新たな格納容器破損モードはないと判断した。

74

2.3

評価事故シーケンスの選定
格納容器破損防止対策の有効性評価の実施に際しては，格納容器破損モードごとに評価事故シーケンスを選定している。
評 価 事 故 シ ー ケ ン ス 選 定 に 当 た っ て は ， 審 査 ガ イ ド 「 3.2.3

格

納容器破損モードの主要解析条件等」の各破損モードの主要解析条
件に示されている，当該破損モードの観点で厳しい事故シーケンスの選定を考慮している。
(1)

雰囲気圧力・温度による静的負荷
過圧及び過温の観点で厳しい事故シーケンスを選定する。また，
炉心損傷防止対策における想定する事故シーケンスグループのうち炉心の著しい損傷後の格納容器の機能に期待できるものを包絡するものとする。

(2)

高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱
原子炉圧力が高く維持される事故シーケンスの中から，原子炉
圧力容器破損までの余裕時間の観点から厳しい事故シーケンスを
選定する。

(3)

原子炉圧力容器外溶融燃料−冷却材相互作用
原子炉圧力容器外の溶融燃料−冷却材相互作用の観点から厳しい事故シーケンスを選定する。

(4)

水素燃焼
水素燃焼の観点から厳しい事故シーケンスを選定する。東海第二発電所では，運転中，格納容器内を窒素で置換し，酸素濃度を低く管理しており，炉心損傷に伴い水素濃度は容易に可燃限界を超えることから，可燃限界到達の観点では酸素濃度の上昇が律速となる。このため，格納容器内の酸素濃度上昇の観点で厳しい事
75

故シーケンスを選定する。
(5)

溶融炉心・コンクリート相互作用
原子炉圧力容器破損後に発生する一連の物理現象に対するプラン ト 挙 動 を 確 認 す る 観 点 か ら ，「 原 子 炉 圧 力 容 器 外 の 溶 融 燃 料 −冷却材相互作用」と同じ事故シーケンスを選定する。

上記に基づき，レベル１．５ＰＲＡの知見を活用した格納容器破損防止対策に係る評価事故シーケンスの選定では，先ず，格納容器破損モードごとに格納容器破損の際の結果が厳しくなると判断されるプラント損傷状態（ＰＤＳ）を選定し，その後，選定したＰＤＳを含む事故シーケンスの中から余裕時間，設備容量及び代表性の観点より評価事故シーケンスを選定することとした。

2.3.1

評価対象とするプラント損傷状態の選定

レベル１．５ＰＲＡでは，レベル１ＰＲＡで炉心損傷に至る可能性があるものとして抽出された事故シーケンスから，さらに事象が進展して格納容器破損に至る事故シーケンスを定量化している。その 際 ， 格 納 容 器 内 の 事 故 進 展 の 特 徴 を 把 握 す る た め ，「 格 納 容 器 破
損 時 期 」，「 原 子 炉 圧 力 」，「 炉 心 損 傷 時 期 」 及 び 「 電 源 の 状 態 」 の 4
つの属性を用いて，レベル１ＰＲＡから抽出された事故シーケンス
グ ル ー プ を 分 類 し ， 分 類 し た も の を Ｐ Ｄ Ｓ と し て ， 第 2 − 2表 に 示 すとおり定義した。
上記のＰＤＳの定義に従い，格納容器破損モードごとに余裕時間，設備容量及び格納容器破損モードの発生の観点で最も厳しくなると
考 え ら れ る Ｐ Ｄ Ｓ を 2.3(1) 〜 (5) に 示 し た 観 点 で 検 討 し ， 評 価 対 象
76

と す る Ｐ Ｄ Ｓ を 第 2− 3表 に 示 す と お り 選 定 し た 。
なお，原子炉圧力容器外溶融燃料−冷却材相互作用のＰＤＳ選定については，溶融炉心・コンクリート相互作用の対策であるペデス
タル（ドライウェル部）への事前水張りが与える影響を考慮し，Ｐ
ＲＡから抽出されないＰＤＳも対象に含めて選定を実施した。また，
雰囲気圧力・温度による静的負荷（過圧・過温）のＰＤＳ選定については，過圧・過温の各々において損傷炉心冷却までは同じシーケ
ンスとなり，各事故シーケンスの対策は損傷炉心への注水（損傷炉心冷却）の点で同じとなることから，有効性評価では過圧・過温を同じ事故シーケンスで評価している。
さらに，格納容器破損時期が炉心損傷前に分類されているＴＷ，
ＴＢＷ，ＴＣ及びＩＳＬＯＣＡについては，格納容器先行破損又は格納容器バイパスに該当するＰＤＳとなることから，解釈の要求事
項 を 踏 ま え ， 事 故 シ ー ケ ン ス グ ル ー プ 「 崩 壊 熱 除 去 機 能 喪 失 」，「 原子炉停止機能喪失」及び「格納容器バイパス（インターフェイスシ
ステムＬＯＣＡ）にて炉心損傷防止対策の有効性評価の対象としている。したがって，これらのＰＤＳは，格納容器破損防止対策の有効性評価の評価対象とするＰＤＳとして考慮していない。

2.3.2

評価事故シーケンスの選定の考え方

2.3.1 で 格 納 容 器 破 損 モ ー ド ご と に 選 定 し た Ｐ Ｄ Ｓ に 属 す る 事 故シーケンスを整理し，余裕時間，設備容量及び代表性の観点から評価事故シーケンスを選定した。各格納容器破損モードに対する評価
事 故 シ ー ケ ン ス の 選 定 理 由 及 び 選 定 結 果 に つ い て ， 第 2− 4表 に 示 す 。
なお，原子炉圧力容器の破損が前提となる「高圧溶融物放出／格77

納 容 器 雰 囲 気 直 接 加 熱 （ Ｄ Ｃ Ｈ ）」，「 原 子 炉 圧 力 容 器 外 溶 融 燃 料 −冷 却 材 相 互 作 用 （ Ｆ Ｃ Ｉ ）」，「 溶 融 炉 心 ・ コ ン ク リ ー ト 相 互 作 用（ Ｍ Ｃ Ｃ Ｉ ）」 の 格 納 容 器 破 損 モ ー ド に つ い て は ， 物 理 現 象 及 び その対策の有効性を確認する観点から，一部の重大事故等対処設備による対応に期待せず，原子炉圧力容器破損まで事象が進展する状況を仮定して評価することとする。
また，各格納容器破損モードについて，格納容器破損頻度が支配的となるＰＤＳと主要なカットセットの整理を行い，格納容器破損頻度の観点で支配的となるカットセットに対して，今回整備した格納 容 器 破 損 防 止 対 策 が 概 ね 有 効 で あ る こ と を 確 認 し て い る （ 別 紙 6 ）。

2.3.3

評価事故シーケンスの選定結果(1)

雰囲気圧力・温度による静的負荷
本格納容器破損モードに至る可能性のあるＰＤＳのうち，ＬＯ
ＣＡは原子炉冷却材の流出を伴うことから水位低下が早く，事象進展の観点で厳しい。また，格納容器圧力が高く推移すること等，
環境に放出される放射性物質量の観点でも厳しい事故シーケンスとなると考えられる。対策の観点では，過圧破損に対しては格納容器の除熱が，過温破損に対しては格納容器（損傷炉心）への注水が必要となる。
以上の観点を総合的に考慮し，本格納容器破損モードを代表す
るＰＤＳとしてＬＯＣＡを選定する。また，このＰＤＳに全交流
動力電源喪失を重畳させることで，電源の復旧，注水機能の確保等必要となる対応が多く，格納容器破損防止対策を講じるための対応時間が厳しいシナリオとする。
78

ａ．事故シーケンス①大破断ＬＯＣＡ＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗②中小破断ＬＯＣＡ＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗③中小破断ＬＯＣＡ＋高圧炉心冷却失敗＋原子炉減圧失敗
ｂ．選定理由これらの事故シーケンスのうち，中小破断ＬＯＣＡに比べて破断口径が大きいことから事象進展が早く，格納容器圧力及び格納容器温度上昇の観点で厳しい大破断ＬＯＣＡを起因とし，
炉 心 損 傷 防 止 が 困 難 な 事 故 シ ー ケ ン ス と し て 「 1.3.2

重要事

故シーケンスの選定結果」にて挙げた事故シーケンスとの包絡関係や，格納容器破損防止対策を講じるための対応時間の厳しさの観点を踏まえて評価事故シーケンスを選定した。
ｃ．選定した評価事故シーケンス①大破断ＬＯＣＡ＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗（全交流動力電源喪失の重畳を考慮）
ｄ．有効性を確認する主な格納容器破損防止対策
・ 低 圧 代 替 注 水 系 (常 設 )・ 代 替 格 納 容 器 ス プ レ イ 冷 却 系 (常 設 )・代替循環冷却系
・格納容器圧力逃がし装置(2)

高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱
本格納容器破損モードに至る可能性のあるＰＤＳのうち，長期
ＴＢは炉心損傷に至る前にＲＣＩＣによる一時的な冷却に成功しており，起因事象発生から原子炉減圧までの時間余裕の観点ではＴＱＵＸ，ＴＢＤ，ＴＢＵが厳しいＰＤＳとなる。高圧状態で炉79

心損傷に至る点ではＴＱＵＸ，ＴＢＤ，ＴＢＵにＰＤＳ選定上の有意な違いはないことから，これらのうち，本格納容器破損モードを代表するＰＤＳとして，ＴＱＵＸを選定する。また，このＰ
ＤＳに全交流動力電源喪失を重畳させることで，電源の復旧，注
水機能の確保等必要となる対応が多く，格納容器破損防止対策を講じるための対応時間が厳しいシナリオとする。
ａ．事故シーケンス①過渡事象＋高圧炉心冷却失敗＋原子炉減圧失敗＋炉心損傷後の原子炉減圧失敗＋ＤＣＨ②手動停止／サポート系喪失（手動停止）＋高圧炉心冷却失
敗＋原子炉減圧失敗＋炉心損傷後の原子炉減圧失敗＋ＤＣ
Ｈ③サポート系喪失（自動停止）＋高圧炉心冷却失敗＋原子炉
減圧失敗＋炉心損傷後の原子炉減圧失敗＋ＤＣＨ
ｂ．選定理由ＴＱＵＸに属する事故シーケンスのうち，事象進展が早く，
原子炉圧力容器破損までの時間の観点で厳しい過渡事象（給水流量の全喪失）を起因とする事故シーケンスを評価事故シーケ
ンスとして選定した。
ｃ．選定した事故シーケンス①過渡事象＋高圧炉心冷却失敗＋原子炉減圧失敗＋炉心損傷後の原子炉減圧失敗＋ＤＣＨ（全交流動力電源喪失の重畳を考慮）
ｄ．有効性を確認する主な格納容器破損防止対策
・手動減圧
80

(3)

原子炉圧力容器外溶融燃料−冷却材相互作用
本格納容器破損モードに至る可能性のあるＰＤＳのうち，原子炉圧力容器外の溶融燃料−冷却材相互作用（ＦＣＩ）の観点から
は，格納容器下部へ落下する溶融炉心の割合が多く，原子炉圧力容器破損時の溶融炉心の保有エネルギーが大きいシーケンスが厳しくなる。原子炉圧力容器が高圧で破損に至る場合，格納容器に放出される溶融炉心が分散され易いと考えると，原子炉圧力容器が低圧で破損に至る場合の方が，格納容器下部へ一体となって落下する溶融炉心の割合が多くなると考えられる。
また，本格納容器破損モードに対する事象の厳しさを考慮する
上では，溶融炉心・コンクリート相互作用の緩和対策である，格納容器下部への水張りが実施された状態を想定しているが，その一方で，原子炉圧力容器破損が想定される状況では，高圧溶融物
放出／格納容器雰囲気直接加熱の発生を防止するため，原子炉圧
力容器の減圧が実施されている。これらの状況も考慮し，原子炉
圧力容器が低圧状態で破損するＰＤＳを選定するものとし，高圧状態で破損するＴＱＵＸ，ＴＢＵ及び長期ＴＢは選定対象から除外する。ＬＯＣＡは，蒸気が急速に格納容器に流出するため，ジルコニウムの酸化割合が他の低圧破損シーケンスより小さくなる
ことでデブリの内部エネルギーが小さくなると考えられる。
よって，本格納容器破損モードを代表するＰＤＳとして，原子炉の水位低下が早く，原子炉圧力容器破損までの時間が短いＴＱ
ＵＶを選定する。また，このＰＤＳに全交流動力電源喪失を重畳させることで，電源の復旧，注水機能の確保等必要となる対応が多く，格納容器破損防止対策を講じるための対応時間が厳しいシ81

ナリオとする。
ａ．事故シーケンス①過渡事象＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗＋損傷炉
心冷却失敗＋ＦＣＩ（ペデスタル）②過渡事象＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋高圧炉心冷却失敗＋
低圧炉心冷却失敗＋損傷炉心冷却失敗＋ＦＣＩ（ペデスタル）③手動停止／サポート系喪失（手動停止）＋高圧炉心冷却失
敗＋低圧炉心冷却失敗＋損傷炉心冷却失敗＋ＦＣＩ（ペデスタル）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＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗＋損傷炉
心冷却失敗＋ＦＣＩ（ペデスタル）⑤サポート系喪失（自動停止）＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉
心冷却失敗＋損傷炉心冷却失敗＋ＦＣＩ（ペデスタル）⑥サポート系喪失（自動停止）＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋
高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗＋損傷炉心冷却失敗＋ＦＣＩ（ペデスタル）
ｂ．選定理由ＴＱＵＶに属する事故シーケンスのうち，事象進展が早い過渡事象（給水流量の全喪失）を起因とし，発生頻度の観点で大きいと考えられる逃がし安全弁の再閉失敗を含まない事故シーケンスを評価事故シーケンスとして選定した。
ｃ．選定した評価事故シーケンス①過渡事象＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗＋損傷炉82

心冷却失敗＋ＦＣＩ（ペデスタル）
ｄ．有効性を確認する主な格納容器破損防止対策
・ ペ デ ス タ ル （ ド ラ イ ウ ェ ル 部 ） の 水 位 を 約 1ｍ に 維 持 す る
手段
(4)

水素燃焼
東海第二発電所では，通常運転時から格納容器内が窒素置換され，初期酸素濃度が低く保たれている。炉心損傷に伴い，水素濃
度 は 容 易 に 13vol ％ を 超 え る こ と か ら ， 水 素 燃 焼 防 止 の 観 点 か ら
は酸素濃度が重要となるため，炉心損傷により放出される核分裂生成物による水の放射線分解に伴う酸素濃度の上昇に着目する。
本格納容器破損モードはＰＲＡから抽出されたものではないが，評価のためにＰＤＳを格納容器先行破損の事故シーケンス以外のＰＤＳから選定する。酸素は水の放射線分解で発生するが，酸素濃度は他の気体の存在量の影響を受けるため，炉心損傷後の格納
容器内の気体組成を考える上で影響が大きいと考えられるジルコ
ニウム−水反応による水素発生に着目する。原子炉注水に期待しない場合のジルコニウム−水反応の挙動は事象発生時の原子炉圧
力容器外への冷却材の放出経路から，ＬＯＣＡとその他のＰＤＳに大別できる。ＬＯＣＡでは事象発生と同時に原子炉圧力容器が大きく減圧され，冷却材が多量に原子炉圧力容器外に排出されることから，ジルコニウム−水反応に寄与する冷却材の量が少なくな り ， 水 素 濃 度 は 13vol ％ を 上 回 る も の の ， そ の 他 の Ｐ Ｄ Ｓ に 比
べて水素発生量が少なくなると考えられる。
このため，水の放射線分解によって増加する酸素濃度が他のＰＤＳよりも相対的に高くなる可能性が考えられるＬＯＣＡを選定
83

す る 。 こ れ に 加 え ，「 雰 囲 気 圧 力 ・ 温 度 に よ る 静 的 負 荷 （ 格 納 容
器過圧・過温破損」の評価シーケンスでは，対応の厳しさの観点
で全交流動力電源喪失を重畳させていることを考慮し，ＬＯＣＡに全交流動力電源喪失の重畳を考慮するものとする。
ａ．事故シーケンス−
ｂ．選定理由「雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損 ）」 に お い て 選 定 し た 評 価 事 故 シ ー ケ ン ス （ 大 破 断 Ｌ Ｏ Ｃ Ａ＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗）を本格納容器破損
モードの評価事故シーケンスとして選定した。
ｃ．選定した評価事故シーケンス
・大破断ＬＯＣＡ＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗（全交流動力電源喪失の重畳を考慮）

ｄ．有効性を確認する主な格納容器破損防止対策
・可搬型窒素供給装置による格納容器内への窒素注入(5)

溶融炉心・コンクリート相互作用
本格納容器破損モードに至る可能性のあるＰＤＳのうち，溶融炉心・コンクリート相互作用（ＭＣＣＩ）の観点からは，格納容器下部に落下する溶融炉心の割合が多いシーケンスが厳しくなる。
原子炉圧力容器が高圧で破損に至る場合，格納容器に放出される
溶融炉心が分散され易く，また，落下速度が大きくなることで，格納容器下部に落下した際の粒子化割合が高くなり，落下した溶融炉心が冷却され易いと考えると，原子炉圧力容器が低圧で破損
84

に至る場合の方が，格納容器下部へ一体となって落下する溶融炉
心の割合が多くなると考えられる。また，原子炉圧力容器破損が想定される状況では，高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱の発生を防止するため，原子炉圧力容器の減圧が実施されている。
これらの状況も考慮し，原子炉圧力容器が低圧状態で破損する
ＰＤＳを選定するものとし，高圧状態で破損するＴＱＵＸ，ＴＢ
Ｕ及び長期ＴＢは選定対象から除外する。ＬＯＣＡは原子炉圧力容器破損のタイミングが過渡事象より早いため，溶融炉心の崩壊
熱は過渡事象に比べて高いが，有効性評価における本格納容器破損モードに対しては，原子炉圧力容器破損までの原子炉注水に期待していない評価としていること，原子炉圧力容器破損までの時
間 余 裕 は 事 象 発 生 か ら 3時 間 以 上 で あ る こ と か ら ， 事 象 緩 和 の ための対応操作の観点で大きな差異はない。また，ＦＣＩとＭＣＣ
Ｉは原子炉圧力容器破損後に発生する一連の物理現象であることから，ＦＣＩと同じＰＤＳを選定することにより，一連のプラント挙動を確認することができる。
以上より，本格納容器破損モードを代表するＰＤＳとしてＴＱ
ＵＶを選定する。また，このＰＤＳに全交流動力電源喪失の重畳を考慮することで，電源の復旧，注水機能の確保等必要となる対応が多く，格納容器破損防止対策を講じるための対応時間が厳しいシナリオとする。
ａ．事故シーケンス①過渡事象＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗＋損傷炉
心冷却失敗＋デブリ冷却失敗（ペデスタル）②過渡事象＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋高圧炉心冷却失敗＋85低圧炉心冷却失敗＋損傷炉心冷却失敗＋デブリ冷却失敗（ペデスタル）③手動停止／サポート系喪失（手動停止）＋高圧炉心冷却失
敗＋低圧炉心冷却失敗＋損傷炉心冷却失敗＋デブリ冷却失敗（ペデスタル）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＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗＋損傷炉
心冷却失敗＋デブリ冷却失敗（ペデスタル）⑤サポート系喪失（自動停止）＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉
心冷却失敗＋損傷炉心冷却失敗＋デブリ冷却失敗（ペデスタル）⑥サポート系喪失（自動停止）＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋
高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗＋損傷炉心冷却失敗＋デブリ冷却失敗（ペデスタル）
ｂ．選定理由ＴＱＵＶに属する事故シーケンスのうち，事象進展が早い過渡事象（給水流量の全喪失）を起因とし，発生頻度の観点で大きいと考えられる逃がし安全弁の再閉失敗を含まない事故シーケンスを評価事故シーケンスとして選定した。
ｃ．選定した評価事故シーケンス①過渡事象＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗＋損傷炉
心冷却失敗＋デブリ冷却失敗（ペデスタル）
ｄ．有効性を確認する主な格納容器破損防止対策
・格納容器下部注水系（常設）862.3.4

炉心損傷防止が困難な事故シーケンス等における格納容器破損防止対策の有効性

国内外の先進的な対策を考慮しても炉心損傷防止対策を講ずることが困難な事故シーケンスのうち，格納容器破損防止対策に期待できるものについては，以下の事故シーケンスがある。
① 大破断ＬＯＣＡ＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗
格納容器破損防止対策の有効性評価における評価シーケンスの選定では，上記シーケンスを含めて選定を実施しており，有効性評価
において格納容器破損防止対策が有効に機能することを確認する。

2.3.5

必ず想定する事故シーケンスグループに対応しない炉心損傷に直結する事故シーケンスへの対応

1.2.2 で 炉 心 損 傷 防 止 対 策 の 有 効 性 評 価 に お い て 想 定 す る 事 故 シーケンスグループとして新たに追加する必要がないと判断した事故
シーケンスグループについては，炉心損傷後の格納容器の閉じ込め機能に期待することが困難な場合が考えられる。一方で，プラントの損傷規模によっては，使用可能な設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設備を柔軟に活用することにより，格納容器破損の防止が可能な場合も考えられる。
格納容器の閉じ込め機能が喪失するような深刻な事故が生じた場
合は，可搬型のポンプ・電源，放水砲等を駆使した大規模損壊対策
による対応も含め，敷地外への放射性物質の拡散抑制等を実施し，臨機応変に影響緩和を試みる。

87

第2−1表格納容器破損モード別格納容器破損頻度88

レベル１．５ＰＲＡから抽出した
格納容器破損モード

格納容器
破損頻度
（／炉年）

寄与割合
（％）

解釈 2−1（a）の必ず想定する
格納容器破損モード

早期過圧破損(未臨界確保失敗）

2.5E-08

＜0.1

なし

過圧破損
（崩壊熱除去失敗）

6.0E-0599.8

なし

格納容器バイパス（インターフェイスシステム
ＬＯＣＡ）

4.8E-10＜0.1

なし

格納容器バイパス（格納容器隔離失敗）

6.1E-10＜0.1

なし

2.2E-09＜0.1

7.9E-080.1

雰囲気圧力・温度による静的負荷(格納容器過圧／過温破損)

8.5E-09＜0.1

高圧溶融物放出／
格納容器雰囲気直接加熱−

2.2E-14＜0.1

圧力容器外での溶融燃料−冷却材相互作用−

1.8E-08＜0.1

過圧破損（長期冷却失敗）（サプレッション・プールへの溶融物落下なし）
過温破損（サプレッション・プールへの溶融物落下なし）
格納容器雰囲気直接加熱
原子炉圧力容器外での水蒸気爆発（ペデスタル）
過圧破損（長期冷却失敗）（サプレッション・プールへの溶融物落下あり）
過温破損（サプレッション・プールへの溶融物落下あり）
原子炉圧力容器外での水蒸気爆発（サプレッション・プール）

4.7E-10＜0.1

2.5E-09＜0.1

溶融炉心・コンクリート
相互作用

1.3E-10＜0.1

合計

6.1E-05100

備 考
解釈１−２(ｂ)に基づき,「炉心の著しい損傷を防止する対策に有効性がある」ことを確認⇒事故シーケンスグループ「原子炉停止機能喪失」
解釈１−２(ｂ)に基づき,「炉心の著しい損傷を防止する対策に有効性がある」ことを確認⇒事故シーケンスグループ「崩壊熱除去失敗」
解釈１−２(ｂ)に基づき,「炉心の著しい損傷を防止する対策に有効性がある」ことを確認⇒事故シーケンスグループ「格納容器バイパス（インターフェイスシステム
ＬＯＣＡ）」
本破損モードは，事象の進展に伴い発生するものではなく，格納容器隔離に失敗しないように運用上の対策をとっていること，格納容器の隔離機能が喪失する頻度が十分に低いことから，個別プラント評価により抽出された格納容器破損モードとして追加する必要はないと判断−−

Ｍａｒｋ−Ⅱ型格納容器特有の溶融物がサプレッション・プールへ落下した後に発生する破損モードについては，ペデスタル（ドライウェル部）床における溶融炉心・コンクリート相互作用に引き続いて発生する破損モードであるこ
溶融炉心・コンクリートと，及び当該破損モードの防止のためにはペデスタル（ドライウェル部）床に相互作用
おける溶融炉心・コンクリート相互作用を防止することが有効であることを考慮し，解釈に基づき必ず想定する破損モード「溶融炉心・コンクリート相互作用」として整理した。

−

注 ハッチングは，格納容器破損防止対策の有効性評価で考慮しないことを示す。

−

第2−2表89
注

プラント損傷状態（ＰＤＳ）の定義

ＰＤＳ

格納容器破損時期

原子炉圧力

炉心損傷時期

電源確保

ＴＱＵＶ

炉心損傷後

低圧

早期

ＴＱＵＸ

炉心損傷後

高圧

早期

長期ＴＢ

炉心損傷後

高圧

後期

ＴＢＵ

炉心損傷後

高圧

早期

ＴＢＰ

炉心損傷後

低圧

早期

ＴＢＤ

炉心損傷後

高圧

早期

ＴＷ

炉心損傷前

−

後期

−

ＴＢＷ

炉心損傷前

−

後期

−

ＴＣ

炉心損傷前

−

早期

−

ＬＯＣＡ

炉心損傷後

低圧

早期

交流電源 有直流電源 有ＩＳＬＯＣＡ

炉心損傷前

−

早期

−

交流電源
直流電源
交流電源
直流電源
交流電源
直流電源
交流電源
直流電源
交流電源
直流電源
交流電源
直流電源

有
有
有
有
無
有
無
有
無
有
無
無

ハッチングは炉心損傷前に格納容器破損に至る事故シーケンスであることから，解釈１−２（ｂ）に基づき,「炉心の著しい損傷を防止する対策に有効性がある」ことを確認する。このため，格納容器破損防止対策の有効性評価の対象外とするＰＤＳ
を示す。

第2−3表解釈で想定する格納容器破損モード

雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧破損）

雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過温破損）

高圧溶融物／格納容器雰囲気直接加熱（ＤＣＨ） ※１

原子炉圧力容器外の溶融燃料−冷却材相互作用（ＦＣＩ） ※１

格納容器破損頻度（／炉年）

2.2E-09

7.9E-08

ＴＱＵＶ
ＴＱＵＸ
長期ＴＢ
ＴＢＵ
ＴＢＰ
ＴＢＤ
ＬＯＣＡ
ＴＱＵＸ
長期ＴＢ
ＴＢＵ
ＴＢＤ
ＬＯＣＡ

寄与割合
（％）
−
100.0
−
−
−
−
−
8.0
86.7
5.3
＜0.1
＜0.1

ＴＱＵＸ

2.4E-110.3

長期ＴＢ

8.5E-09

99.5

ＴＢＵ

1.6E-110.2

8.5E-09

2.2E-1490
溶融炉心・コンクリート相互作用（ＭＣＣＩ） ※１

評価対象とするプラント損傷状態（ＰＤＳ）の選定

格納容器破損頻度（／炉年）−
2.2E-09−−−−−
6.3E-09
6.9E-08
4.2E-09
5.9E-12
2.1E-11

ＰＤＳ ※２

2.1E-08

ＴＢＤ

2.2E-14

＜0.1

ＴＱＵＶ

−

−

ＴＱＵＸ

2.2E-14

100.0

長期ＴＢ

−

−

ＴＢＵ

−

−

ＴＢＰ

−

−

ＴＢＤ

−

−

ＬＯＣＡ

2.8E-20

＜0.1

ＴＱＵＶ

3.3E-09

15.7

ＴＱＵＸ

7.0E-10

3.3

長期ＴＢ

−

−

ＴＢＵ

1.7E-08

78.5

ＴＢＰ

5.2E-10

2.5

ＴＢＤ

−

−

ＬＯＣＡ

6.8E-16＜0.1

評価対象となるＰＤＳの選定の考え方

評価対象
ＰＤＳ

【事象進展（過圧・過温）緩和の余裕時間及び設備容量の厳しさ】
・ 他のＰＤＳと比較して，ＬＯＣＡは原子炉冷却材の流出を伴うことから，水位低下が早く，事象進展が早い。
・ 過圧破損については対策として格納容器の除熱が必要となる。
・ 過温破損については対策として格納容器（損傷炉心）への注水が必要となる。
・ ＬＯＣＡ時に高圧炉心冷却機能及び低圧炉心冷却機能の喪失に加え，全交流動力電源喪失を重畳させることで，電源の復旧，注水機能の確保等必要となる対応が多く，格納容器破損防止対策を講じるための対応時間が厳しいシナリオとなる。
以上より，過圧及び過温への対策の有効性を総合的に評価するためのＰＤＳとして，ＬＯＣＡを選定し，これに全交流動力電源喪失の重畳を考慮するものとする。なお，いずれのＰＤＳを選定しても必要な監視機能は維持可能である。

ＬＯＣＡ【事象進展緩和（減圧）の余裕時間の厳しさ】
・
長期ＴＢは事象初期においてＲＣＩＣによる冷却が有効なＰＤＳであり，減圧までの余裕時間の観点ではＴＱＵＸ，ＴＢＤ，ＴＢＵの方が厳しい。
・
高圧状態で原子炉圧力容器破損に至る点ではＴＱＵＸ，ＴＢＤ，ＴＢＵにＰＤＳ選定上の有意な違いはない。
・
ＴＱＵＸ時に全交流動力電源喪失を重畳させることで，電源の復旧，注水機能の確保等必要となる対応が多く，格納容器破損防止対策を講じるための対応時間が厳しいシナリオとなる。

ＴＱＵＸ

以上より，最も厳しいＰＤＳから，ＴＱＵＸを評価対象ＰＤＳとして選定する。なお，いずれのＰＤＳを選定しても必要な監視機能は維持可能である。
【事象（ＦＣＩにおける発生エネルギーの大きさ）の厳しさ】
・溶融燃料−冷却材相互作用の発生エネルギーは，格納容器下部の水中に落下する溶融炉心の量が多く，保有エネルギーが大きくなるほど厳しくなる。この観点か
ら，高圧状態が維持されるＰＤＳであるＴＱＵＸ，ＴＢＤ，ＴＢＵ，長期ＴＢはＦＣＩの観点で厳しい事象とはならないと考えられる。
・また，本格納容器破損モードに対する事象の厳しさを考慮する上では，溶融炉心・コンクリート相互作用の緩和対策である，格納容器下部への水張りが実施された状態を想定しているが，その一方で，原子炉圧力容器破損が想定される状況では，高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱の発生を防止するため，原子炉圧
力容器の減圧が実施されている。これらの状況も考慮し，原子炉圧力容器が低圧状態で破損するＰＤＳを選定するものとし，高圧状態で破損するＴＱＵＸ，ＴＢ
Ｕ及び長期ＴＢは選定対象から除外する。
・ＬＯＣＡは，炉内での蒸気の発生状況の差異から，酸化ジルコニウムの質量割合が他の低圧破損シーケンス（ＴＱＵＶ，ＴＢＰ）より小さくなり，デブリの内部エネルギーが小さくなると考えられる ※３。
・ＴＢＰについて，事象初期のＲＣＩＣによる一時的な注水を考慮すると，ＴＱＵＶに比べて水位低下が遅く事象進展が遅い。
・過渡事象のうち，原子炉の水位低下が早い事象を選定することで対応が厳しいシーケンスとなる。
・ ＴＱＵＶ時に全交流動力電源喪失を重畳させることで，電源の復旧，注水機能の確保等必要となる対応が多く，格納容器破損防止対策を講じるための対応時間が厳しいシナリオとなる。

ＴＱＵＶ

以上より，ＦＣＩの厳しさの観点でＴＱＵＶを評価対象ＰＤＳとして選定する。なお，いずれのＰＤＳを選定しても必要な監視機能は維持可能である。
【事象（ＭＣＣＩに寄与する溶融炉心のエネルギーの大きさ）及び事象緩和のための対応の厳しさ】
・ＭＣＣＩの観点からは，ペデスタル（ドライウェル部）に落下する溶融炉心の割合が多くなる原子炉圧力容器が低圧で破損に至るシーケンスが厳しい。この観点
で，高圧状態が維持されるＰＤＳであるＴＱＵＸ，ＴＢＤ，ＴＢＵ，長期ＴＢはＭＣＣＩの観点で厳しい事象とはならないと考えられる。
・ＬＯＣＡは，原子炉圧力容器破損のタイミングが過渡事象より早いため，溶融炉心の崩壊熱は過渡事象に比べて高いが，有効性評価における本格納容器破損モードに対しては，原子炉圧力容器破損までの原子炉注水に期待していない評価としていること，原子炉圧力容器破損までの余裕時間は事象発生から3時間以上あることから，事象緩和のための対応操作の観点で大きな差異はない。
・ＦＣＩとＭＣＣＩは原子炉圧力容器破損後に発生する一連の物理現象であることから，ＦＣＩと同じＰＤＳを選定することにより，一連のプラント挙動を確認することができる。
・ＴＱＵＶ時に全交流動力電源喪失を重畳させることで，電源の復旧，注水機能の確保等必要となる対応が多く，格納容器破損防止対策を講じるための対応時間が厳しいシナリオとなる。

ＴＱＵＶ

以上より，原子炉圧力容器破損後に発生する一連の物理現象に対するプラント挙動を確認する観点から，「原子炉圧力容器外の溶融燃料−冷却材相互作用（ＦＣＩ）」と同様，ＴＱＵＶを評価対象ＰＤＳとして選定する。なお，いずれのＰＤＳを選定しても必要な監視機能は維持可能である。
【有効性評価に関する審査ガイドの選定基準等との整合】・ 審査ガイドでは「ＰＲＡに基づく格納破損シーケンスの中から水素燃焼の観点から厳しいシーケンスを選定する。」と記載されているが，東海第二発電所では格納容器内を窒素で置換しているため，レベル１．５ＰＲＡでは水素燃焼により格納容器が破損するシーケンスは考慮していない。このため，東海第二発電所において評価することが適切と考えられる評価事故シーケンスを選定するものとする。
【評価において着目するパラメータ】
・ 東海第二発電所では，格納容器内が窒素置換され，初期酸素濃度が低く保たれている。また，炉心損傷に伴い，水素は容易に可燃限界を超えることから，水素燃
焼防止の観点では酸素濃度が重要となる。このため，水の放射線分解に伴う酸素濃度の上昇に着目する。

水素燃焼

−

−

−

−

【東海第二発電所において評価するシーケンス】
・ 東海第二発電所において、国内外の先進的な対策を考慮しても炉心損傷を防止できない事故シーケンスであるが，格納容器において事象進展を緩和できると考えらえる事故シーケンスとして，ＬＯＣＡとＥＣＣＳ注水機能喪失が重畳する事故シーケンスが抽出されている。これに加え，「雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損」の評価シーケンスでは，対応の厳しさの観点でＳＢＯの重畳を想定していることを考慮し，ＬＯＣＡ（ＬＯＣＡ＋ＥＣＣＳ注水機能喪失）＋ＳＢＯをＰＤＳとして選定する。
以上より，「雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）」の評価シーケンスと同様にＬＯＣＡを選定し，これに全交流動力電源喪失の重畳を考慮するものとする。

※1

ＤＣＨ，ＦＣＩ，ＭＣＣＩにおいて選定した評価事故シーケンスについては，重大事故等対処施設による対応により原子炉圧力容器内での事象収束が可能だが，原子炉圧力容器破損が前提となる各破損モードにおける物理現象及びその対策の有効性を確認する観点から仮想的に一部の重大事故等対処設備による対応に期待せず，原子炉圧力容器破損まで事象が進展することを仮定して評価することとする。

※2※3

重大事故等対処設備による対応を考慮した場合に当該格納容器破損モードが発生する可能性のあるＰＤＳ（格納容器破損頻度はＬＯＣＡ事象は原子炉冷却材の流出を伴い，発生蒸気によるジルコニウム酸化割合が他の低圧破損シーケンスより少ないため。

−と記載）を含めて記載。

ＬＯＣＡ

第2−4表格納容器破損モード

評価対象と
したＰＤＳ

格納容器破損防止対策の評価事故シーケンスの選定

該当する事故シーケンス※２

格納容器破損防止対策

雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧破損）−

評価対象事故シーケンスの選定の考え方【余裕時間の厳しさ】
・ 中小破断ＬＯＣＡと比較し，大破断ＬＯＣＡは原子炉水位の低下が早いため，対応時の余裕時間の観点で厳しい。
【設備容量の厳しさ】
・ 中小破断ＬＯＣＡと比較し，大破断ＬＯＣＡは原子炉水位回復に必要な流量が大きいため，必要な設備容量の観点で厳しい。

① 大破断ＬＯＣＡ＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗 ＋損傷炉心冷却失敗＋（デブリ冷却成功）＋ 格納◎容器注水（ドライウェル）失敗 ※3② 中小破断ＬＯＣＡ＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗＋ 損傷炉心冷却失敗＋（デブリ冷却成功） ＋格
納容器注水（ドライウェル）失敗 ※3以上より，①を評価事故シーケンスとして選定。

③ 中小破断ＬＯＣＡ＋高圧炉心冷却失敗＋原子炉減圧失敗 ＋損傷炉心冷却失敗＋（デブリ冷却成功）＋ 格納・ 低圧代替注水系(常設)
容器注水（ドライウェル）失敗 ※3・ 代替格納容器スプレイ冷却系(常設)・ 代替循環冷却系【余裕時間の厳しさ】① 大破断ＬＯＣＡ＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗 ＋損傷炉心冷却失敗＋格納容器注水（ドライ ウェ ・ 格納容器圧力逃がし装置
・ 中小破断ＬＯＣＡと比較し，大破断ＬＯＣＡは原子炉水位の低下が早いため，対応時の余裕時間の観点で厳しい。
◎
ル）失敗【設備容量の厳しさ】
・ 中小破断ＬＯＣＡと比較し，大破断ＬＯＣＡは原子炉水位回復に必要な流量が大きいため，必要な設備容量の観点で厳しい。
−

ＬＯＣＡ

雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過温破損）−② 中小破断ＬＯＣＡ＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗 ＋ 損 傷炉 心冷 却失 敗＋ 格納 容器 注水 （ド ライウェル）失敗− ③

以上より，①を評価事故シーケンスとして選定。

中小破断ＬＯＣＡ＋高圧炉心冷却失敗＋原子炉減圧失敗 ＋損傷炉心冷却失敗＋格納容器注水（ドライ ウェ
ル）失敗【余裕時間の厳しさ】
・ 原子炉が自動停止する過渡事象（給水流量の全喪失）を起因としているシーケンスは，サポート系喪失（自動停止）を起因としているシーケンス及び通常停止させるシーケンスと比較して事象進展が早い。このため，対応時の余裕時間の観点で厳しい。

◎ ① 過渡事象＋高圧炉心冷却失敗＋ 原子炉 減圧失敗 ＋炉心損傷後の原子炉減圧失敗＋ＤＣＨ

高圧溶融物放出／格納容器雰囲気
直接加熱（ＤＣＨ） ※1

ＴＱＵＸ−

② 手動停止／サポート系喪失（手動停止）＋高圧炉心冷却失敗＋ 原子炉 減圧失敗 ＋炉心損傷後の原子炉減
圧失敗＋ＤＣＨ− ③・ 原子炉手動減圧

以上より，①を評価事故シーケンスとして選定。

ＣＨ【余裕時間の厳しさ】
・ 原子炉が自動停止する過渡事象（給水流量の全喪失）を起因としているシーケンスは，サポート系喪失（自動停止）を起因としているシーケンス及び通常停止させるシーケンスと比較して事象進展が早い。このため，対応時の余裕時間の観点で厳しい。

91−② 過渡事象＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗 ＋損傷炉心冷却失敗＋Ｆ ＣＩ（ペデスタル） ※4−③ 手動停止／サポート系喪失（手動停止）＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗 ＋損傷炉心冷却失敗 ＋ＦＣＩ（ペデスタル） ※4−④ 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＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失
敗 ＋損傷炉心冷却失敗＋ＦＣＩ（ペデスタル） ※4−⑤ サポート系喪失（自動停止）＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗 ＋損傷炉心冷却失敗＋ＦＣＩ（ ペデスタル） ※4−⑥ サポート系喪失（自動停止）＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗 ＋損 傷炉
心冷却失敗＋ＦＣＩ（ペデスタル） ※4

ＴＱＵＶ【設備容量の厳しさ】
・ 格納容器下部注水系（常設）によるペデスタル（ドライウェル部）への事前水張は，デブリ落下前に実施するため，必要となる設備容量はシーケンス間で差異がない。
・ ペデスタル（ドライウェル部）の水 【事象（ＦＣＩ発生時）の厳しさ】
位を約1ｍに維持する手段
・ いずれのシーケンスも原子炉圧力が低圧状態で原子炉容器破損に至ることから，定性的に各シーケンスでＦＣＩが発生した際の事象の厳しさを比較することは困難である。
以上より，①を評価事故シーケンスとして選定。

【余裕時間の厳しさ】
・ 原子炉が自動停止する過渡事象（給水流量の全喪失）を起因としているシーケンスは，サポート系喪失（自動停止）を起因としているシーケンス及び通常停止させるシーケンスと比較して事象進展が早い。このため，対応時の余裕時間の観点で厳しい。

◎ ① 過渡事象＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗 ＋損傷炉心冷却失敗＋デブリ冷却失敗（ペデスタル）

溶融炉心・コンクリート相互作用（ＭＣＣＩ）※1

水素燃焼

◎
※1
※2
※3
※4

−

② 過渡事象＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗 ＋損傷炉心冷却失敗＋デ ブリ
冷却失敗（ペデスタル）−③ 手動停止／サポート系喪失（手動停止）＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗 ＋損傷炉心冷却失敗 ＋デブリ冷却失敗（ペデスタル）【設備容量の厳しさ】
・ 格納容器下部注水系（常設）によるペデスタル（ドライウェル部）への事前水張は，デブリ落下前に実施するため，必要となる設備容量はシーケンス間で差異がない。

・ 格納容器下部注水系（常設）

ＴＱＵＶ

ＬＯＣＡ

【設備容量の厳しさ】
・ 原子炉が自動停止する過渡事象（給水流量の全喪失）を起因としているシーケンスは，サポート系喪失（自動停止）を起因としているシーケンス及び通常停止させるシーケンスと比較して事象進展が早い。このため，対応時の減圧に必要な設備容量の観点で厳しい。

サポート系喪失（自動停止）＋高圧炉心冷却失敗＋ 原子炉 減圧失敗 ＋炉心損傷後の原子炉減圧失敗＋Ｄ◎ ① 過渡事象＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗 ＋損傷炉心冷却失敗＋ＦＣＩ（ペデスタル） ※4

原子炉圧力容器外の溶融燃料−冷却材相互作用（ＦＣＩ） ※1

左記のとおり，過圧・過温の各々において損傷炉
心冷却失敗までは同じ事
故シーケンスとなり，各事故シーケンスの対策は損傷炉心への注水（損傷
炉心冷却）の点で同じとなることから，有効性評
価では過圧・過温を同じ
事故シーケンスで評価している。

−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＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失
敗 ＋損傷炉心冷却失敗＋デブリ冷却失敗（ペデスタル）−⑤ サポート系喪失（自動停止）＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗 ＋損傷炉心冷却失敗＋デブリ冷 却失
敗（ペデスタル）−⑥ サポート系喪失（自動停止）＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗 ＋損 傷炉
心冷却失敗＋デブリ冷却失敗（ペデスタル）−【事象（ＭＣＣＩ発生時）の厳しさ】
・ いずれのシーケンスも原子炉圧力が低圧状態で原子炉容器破損に至ることから，定性的に各シーケンスでＭＣＣＩが発生した際の事象の厳しさを比較することは困難である。
以上より，①を評価事故シーケンスとして選定。

【事象（酸素濃度上昇）の厳しさ】
・ ジルコニウム・水反応による水素の過剰な発生を抑制する観点から，炉心損傷後に交流電源を復旧して原子炉注水を実施し，その後の事象進展に対応するシナリ
オを評価するものとする。
・ 格納容器ベントを実施する場合，格納容器内の水素及び酸素が大気中に放出され．格納容器内の水素及び酸素濃度が大きく低下することから，格納容器ベントを実施しないシナリオを評価するものとする。
・ 可搬型窒素供給装置により格納容器
・ 重大事故等対対処設備によって炉心損傷を防止できるＰＤＳについても，事象発生後の格納容器内の気体の流れ等，酸素濃度の上昇の観点でＬＯＣＡと大きく異内への窒素封入なるＰＤＳについては，有効性評価において適宜その感度を確認するものとする。

選定した評価事故シーケンス
ＤＣＨ，ＦＣＩ，ＭＣＣＩにおいて選定した評価事故シーケンスについては，重大事故等対処施設による対応により原子炉圧力容器内での事象収束が可能だが，原子炉圧力容器破損が前提となる各破損モードにおける物理現象及びその対策の有効性を確認する観点から仮想的に一部の重大事故等対処設備による対応に期待せず，原子炉圧力容器破損まで事象が進展することを仮定して評価することとする。
各シーケンスの斜体で示した部分は炉心損傷に至る事故シーケンス，それ以外の部分は炉心損傷後の事故シーケンスを示す。
ＰＤＳがＬＯＣＡに該当する事故シーケンスでは，炉心及びペデスタル（ドライウェル部）への注水機能が喪失し，デブリ冷却に必ず失敗するため過圧破損に至る事故シーケンスは抽出されないが，過温破損の対策となる重大事故等対処設備による圧力容器（損傷炉心）への注水（デブリ冷却）を考慮して評価事故シーケンスを選定する。
ＰＤＳがＴＱＵＶに該当する事故シーケンスでは，ペデスタル（ドライウェル部）への注水機能が喪失するためＦＣＩが発生する事故シーケンスは抽出されないが，ＭＣＣＩ対策である事前水張りによりＦＣＩが発生する可能性を考慮して評価事故シーケンスを選定する。

92
第2−1図

格納容器破損モード抽出及び評価事故シーケンス選定の全体プロセス

格納容器バイパス（格納容器隔離失敗）
ＴＱＵＶ
ＴＱＵＸ
ＴＢＵ
ＴＢＰ
ＴＢＤ
長期ＴＢ
ＬＯＣＡ

過温破損

原子炉圧力
容器下部への
溶融物落下

炉心
損傷

原子炉圧力
容器内部でのデブリ保持に成功

原子炉
圧力容器
破損

ＴＷ
ＴＢＷ

水蒸気等に
よる過圧

過圧破損
(崩壊熱除去失敗)

炉心
損傷

水蒸気に
よる過圧

過圧破損
(長期冷却失敗)

格納容器
雰囲気過温

過温破損

溶融燃料−冷却材
相互作用
（ＦＣＩ）

原子炉圧力容器外での水蒸気爆発格納容器雰囲気
直接加熱
（ＤＣＨ）

格納容器
雰囲気直接加熱

格納容器
雰囲気過温

過温破損

水蒸気等に
よる過圧

過圧破損
(長期冷却失敗)＜凡例＞：プラント損傷状態：物理化学現象：格納容器破損モード

ＴＣ

水蒸気等に
よる過圧

早期過圧破損(未臨界確保失敗)

93
ＩＳＬＯＣＡ

格納容器バイパス（インターフェイスシステムＬＯＣＡ）

原子炉建屋へ
の流出継続

非凝縮性
ガス発生

炉心
損傷

溶融炉心・コンク
リート相互作用継続

サプレッション・
プールへの
デブリ落下

溶融燃料−冷却材
相互作用
（ＦＣＩ）

原子炉圧力容器外での水蒸気爆発

格納容器
雰囲気過温

過温破損

水蒸気等に
よる過圧

過圧破損
（長期冷却失敗）

非凝縮性
ガス発生

炉心損傷発生前（レベル1ＰＲＡ）

炉心損傷発生からペデスタル（ドライウェル部）への原子炉圧力容器破損に
溶融炉心落下後の状態（Ｔ３）
至るまでの状態（Ｔ１）
サプレッション・プールへの
原子炉圧力容器
溶融炉心落下後の状態（Ｔ３）
破損直後の状態（Ｔ２）

溶融炉心・コンク
リート相互作用継続

溶融炉心・
コンクリート相互作用注）解釈に基づき必ず想定する破損モードとの対応では，
溶融物がサプレッション・プールへ落下した後に発生する破損モードについては「溶融炉心・コンク
リート相互作用」として整理する。

第2−2図

シビアアクシデントで想定される事象進展と格納容器破損モード

プラント
損傷状態

原子炉圧力容器
破損前

格納容器
隔離

原子炉
減圧

原子炉
圧力容器
注水

原子炉
圧力容器
破損

原子炉圧力容器
破損直後
格納容器破損モード
格納容器
注水 ※１

ＦＣＩ

ＤＣＨ

無

後続事象（原子炉圧力容器健全）へ

成功
無

後続事象（原子炉圧力容器破損）へ

成功
成功

有

有

原子炉圧力容器外での水蒸気爆発（ペデスタル）

失敗

過温破損（サプレッション・プールへの溶融物落下なし）

成功
無

後続事象（原子炉圧力容器破損）へ

失敗
有

原子炉圧力容器外での水蒸気爆発（ペデスタル）

無

94

失敗
有

失敗

過温破損（サプレッション・プールへの溶融物落下なし）

格納容器雰囲気直接加熱

格納容器バイパス（格納容器隔離失敗）

ＦＣＩ：原子炉圧力容器外の溶融燃料−冷却材相互作用
ＤＣＨ：格納容器雰囲気直接加熱※１ ＬＯＣＡシーケンスは，格納容器注水に失敗した場合，原子炉圧力容器破損前に過温破損に至るため，本ヘディングの成功／失敗を原子炉圧力容器破損前に考慮した。

第2−3図

内部事象レベル１．５ＰＲＡにおけるイベントツリー（1／3）

事故後期
格納容器破損モード

後続事象〔 原子炉圧力容器健全 〕

格納容器注水

成功

失敗

第2−3図

原子炉圧力容器内で事故収束

過圧破損（長期冷却失敗）（サプレッション・プールへの溶融物落下なし）

内部事象レベル１．５ＰＲＡにおけるイベントツリー（2／3）

95

事故後期
後続事象
原子炉圧力
容器破損

格納容器注水
ペデスタル

ＦＣＩ

デブリ冷却

ＦＣＩ

ペデスタル

ドライウェル

成功

格納容器内で事故収束

無

成功
無

成功

格納容器破損モード

デブ リ冷却

サプレッション・ プール

失敗

失敗
有

格納容器内で事故収束
溶融炉心・コンクリート相互作用
原子炉圧力容器外での水蒸気爆発（サプレッション・プール）

有

原子炉圧力容器外での水蒸気爆発（ペデスタル）

成功
成功

過圧破損（長期冷却失敗）（サプレッション・プールへの溶融物落下なし），

無成功

過圧破損（長期冷却失敗）（サプレッション・プールへの溶融物落下あり），

無
失敗

失敗

失敗
有

溶融炉心・コンクリート相互作用
原子炉圧力容器外での水蒸気爆発（サプレッション・プール）96

有

原子炉圧力容器外での水蒸気爆発（ペデスタル）
成功
無

成功

失敗
有
成功
無
失敗
有

溶融炉心・コンクリート相互作用
原子炉圧力容器外での水蒸気爆発（サプレッション・プール）

失敗

失敗

格納容器内で事故収束

過圧破損（長期冷却失敗）（サプレッション・プールへの溶融物落下あり），
溶融炉心・コンクリート相互作用
原子炉圧力容器外での水蒸気爆発（サプレッション・プール）

ＦＣＩ：原子炉圧力容器外の溶融燃料−冷却材相互作用

第2−3図

内部事象レベル１．５ＰＲＡにおけるイベントツリー（3／3）

格納容器破損頻度：6.1E-05
第2−4図

格納容器破損モードごとの寄与割合

97

3.

運転停止中原子炉における燃料損傷防止対策の有効性評価の運転
停止中事故シーケンスグループ抽出及び重要事故シーケンスの選定について
運転停止中原子炉における燃料損傷防止対策の有効性評価において想定する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 お け る 全 体 プ ロ セ ス と 実 施 結 果 の 概 要 を 第 3− 1図 に ， 全 体
プロセスの概要を以下に示す。

【概
(1)

要】
事故シーケンスの抽出
運転停止中における内部事象レベル１ＰＲＡ及びＰＲＡを適用できない外部事象についての定性的検討から事故シーケンスを抽
出した。

(2)

抽出した事故シーケンスの整理抽出した事故シーケンスについて，解釈に示されている必ず想定する事故シーケンスグループとの比較検討・分類を実施した。
必ず想定する事故シーケンスグループ以外に抽出された外部事象
特有の事故シーケンスについては，頻度，影響等を確認し，新たな事故シーケンスグループとしての追加は不要とした。

(3)

重要事故シーケンスの選定
有効性評価の対象とする事故シーケンスグループごとに「実用発電用原子炉に係る運転停止中原子炉における燃料損傷防止対策の有効性評価に関する審査ガイド（以下「停止時審査ガイド」とい う 。）」 に 記 載 の 観 点 （ 余 裕 時 間 ， 設 備 容 量 ， 代 表 性 ） に 基 づ き ，
有効性評価の対象とする重要事故シーケンスを選定した。

88

3.1

事故シーケンスの抽出
解釈には，運転停止中原子炉における燃料損傷防止対策の有効性評価に係る運転停止中事故シーケンスグループの個別プラント評価
による抽出に関し，以下のとおり示されている。
４−１(a)

必ず想定する運転停止中事故シーケンスグループ
・崩壊熱除去機能喪失（ＲＨＲの故障による停止時冷却機能喪失）
・全交流動力電源喪失
・原子炉冷却材の流出
・反応度の誤投入(b)

個別プラント評価により抽出した運転停止中事故シーケンス
グループ①個別プラントの停止時に関するＰＲＡ（適用可能なもの）又はそれに代わる方法で評価を実施すること。
② そ の 結 果 、 上 記 ４ − １ (a) の 運 転 停 止 中 事 故 シ ー ケ ン ス グ ル ー プに含まれない有意な頻度又は影響をもたらす運転停止中事故シー
ケンスグループが抽出された場合には、想定する運転停止中事故
シーケンスグループとして追加すること。

上 記 ４ − １ (b) に 関 し て ， 内 部 事 象 停 止 時 レ ベ ル １ Ｐ Ｒ Ａ を 実 施し，事故シーケンスグループの抽出を行った。
なお，事故シーケンスグループの選定は，炉心損傷防止対策に係る事故シーケンスグループの分析と同様，これまでに整備したアク
シ デ ン ト マ ネ ジ メ ン ト 策 （ 以 下 「 Ａ Ｍ 策 」 と い う 。） や 福 島 第 一 原89

子力発電所事故以降に実施した各種対策等を含めず，設計基準事故
対処設備の機能にのみ期待する，仮想的なプラント状態を評価対象としたＰＲＡの結果を用いた。
停止時ＰＲＡにおいては，施設定期検査中はプラントの状態が大きく変化することから，原子炉の水位・温度・圧力，起因事象，崩壊熱除去等に対する余裕時間及び使用可能な設備の組合せ等によって，評価対象期間をいくつかのプラント状態を分類して評価する。
分類したプラント状態を，状態ごとのプラントの主要パラメータとと も に 第 3− 2図 に 示 す 。 ま た ， 今 回 の 停 止 時 Ｐ Ｒ Ａ に お け る プ ラ ン
ト 状 態 の 分 類 及 び 定 期 検 査 工 程 を 第 3− 3図 に 示 す 。
停止時ＰＲＡにおいては，原子炉の運転停止中の各プラント状態
において燃料損傷へ波及する可能性のある起因事象をマスターロジ
ックダイアグラム及び過去の国内プラントのトラブル事例等から選定し，ここから燃料損傷に至ることを防止するための緩和手段の組
合 せ 等 を 第 3− 4図 の イ ベ ン ト ツ リ ー で 分 析 す る こ と に よ り ， 燃 料 損
傷に至る事故シーケンスを抽出している。
抽出された事故シーケンス別の燃料損傷頻度を整理し，審査ガイドの「必ず想定する運転停止中事故シーケンスグループ」に含まれるか，それ以外の事故シーケンスグループであるかを確認すると共に，燃料損傷状態を分類した。停止時ＰＲＡより抽出した事故シー
ケ ン ス グ ル ー プ 別 の 炉 心 損 傷 頻 度 を 第 3− 1表 に ， 事 故 シ ー ケ ン ス グ
ル ー プ 別 の 炉 心 損 傷 頻 度 へ の 寄 与 割 合 を 第 3− 5図 に 示 す 。

90

3.2

抽出した事故シーケンスの整理

3.2.1

必ず想定する事故シーケンスグループとの対応

第 3− 1 表 に 示 す 停 止 時 Ｐ Ｒ Ａ に よ り 抽 出 し た 各 事 故 シ ー ケ ン ス
について，緩和機能の喪失状況，プラントの状態及び燃料損傷に至る要因の観点で必ず想定する事故シーケンスグループに対応する(1)か ら (3)の 事 故 シ ー ケ ン ス と し て 整 理 し た 。
(1)

崩壊熱除去機能喪失
運転中の残留熱除去系の故障が発生した後，崩壊熱除去・炉心
冷 却 に 失 敗 し ， 燃 料 損 傷 に 至 る 事 故 シ ー ケ ン ス を 解 釈 ４ − １ (a)に記載の「崩壊熱除去機能喪失」に分類する。

(2)

全交流動力電源喪失
外部電源喪失の発生時に非常用交流電源の電源確保に失敗する
等，全交流動力電源喪失の発生後に，崩壊熱除去・炉心冷却の失敗 に よ り ， 燃 料 損 傷 に 至 る 事 故 シ ー ケ ン ス を 解 釈 ４ − １ (a) に 記
載の「全交流動力電源喪失」に分類する。

(3)

原子炉冷却材の流出
原子炉冷却材圧力バウンダリに接続された系統の誤操作等により原子炉冷却材が系外に流出後，崩壊熱除去・炉心冷却に失敗し，
燃 料 損 傷 に 至 る 事 故 シ ー ケ ン ス を 解 釈 ４ − １ (a) に 記 載 の 「 原 子
炉冷却材の流出」に分類する。

なお，必ず想定する事故シーケンスグループのうち「反応度の誤投入」については，プラント停止時には原則として全制御棒が挿入されており，複数の人的過誤や機器故障が重畳しない限り反応度事
故に至る可能性はないこと，万一反応度事故が起こり臨界に至った
91

場合でも，局所的な事象で収束し，燃料の著しい損傷に至ることは考え難いことから，今回の停止時ＰＲＡでは考慮していない。
ただし，万一上記のような反応度事故が起こった場合においても，実際に局所的な事象で収束し，燃料の著しい損傷に至らない
こ と を 確 認 す る た め ，「 反 応 度 の 誤 投 入 」 に つ い て は ， 有 効 性 評 価の評価対象とする事故シーケンスグループとした。

3.2.2

追加すべき事故シーケンスグループの検討

今回実施したＰＲＡでは，緩和機能の喪失状況，プラントの状態
及び燃料損傷に至る要因の観点で解釈４−１（ａ）に示されている必ず想定する事故シーケンスグループに対応しない事故シーケンスは抽出されなかった。そのため，解釈に基づき想定する事故シーケ
ンスグループに追加すべき新たな事故シーケンスグループはないと
判断した。

92

3.3

重要事故シーケンスの選定

3.3.1

重要事故シーケンス選定の考え方

運転停止中原子炉における燃料破損防止対策の有効性評価の実施に際しては，事故シーケンスグループごとに重要事故シーケンスの選定を実施している。重要事故シーケンスの選定に当たっては，審査 ガ イ ド に 記 載 の 3つ の 着 眼 点 を 考 慮 し て い る 。 今 回 の 重 要 事 故 シーケンスの選定に係る具体的な考え方は以下のとおりである。
【審査ガイドに記載の着眼点】
ａ．燃料損傷防止対策の実施に対する余裕時間が短い。
ｂ．燃料損傷回避に必要な設備容量（流量等）が大きい。
ｃ．運転停止中事故シーケンスグループ内のシーケンスの特徴を代表している。
ａ．余裕時間の観点
余裕時間について，燃料損傷防止対策の対応操作に係る余裕時間を厳しくするため，事象が早く進展し，燃料損傷に至る時間が短い事故シーケンスを余裕時間が短いと評価した。燃料損
傷 ま で の 余 裕 時 間 を 第 3− 2表 に 示 す 。 な お ， 反 応 度 の 誤 投 入 に
ついては，事象発生後も崩壊熱除去や注水機能は喪失しないため，それらの緩和措置実施までの余裕時間の考慮は不要である。
ｂ．設備容量の観点
設備容量について，燃料損傷防止に際して，喪失した安全機能に係る対策の設備容量が大きくなる事故シーケンスを設備容量が大きいと評価した。なお，反応度の誤投入については，事象発生後も崩壊熱除去や注水機能は喪失しないため，それらの緩和措置実施までの余裕時間の考慮は不要である。
93

ｃ．事故シーケンスグループ内での代表性の観点
事故シーケンスグループの中で最も炉心損傷頻度の高いドミ
ナ ン ト シ ー ケ ン ス を 「 高 」， 事 故 シ ー ケ ン ス グ ル ー プ 別 炉 心 損
傷 頻 度 に 対 し て 1％ 以 上 の 寄 与 を 持 つ 事 故 シ ー ケ ン ス を 「 中 」，
1％ 未 満 の 事 故 シ ー ケ ン ス を 「 低 」 と し た 。
3.3.2

重要事故シーケンスの選定結果

3.3.1 の 選 定 の 着 眼 点 を 踏 ま え ， 同 じ 事 故 シ ー ケ ン ス グ ル ー プ に
複数の事故シーケンスが含まれる場合には，事象進展が早いもの等，より厳しい事故シーケンスを重要事故シーケンスとして選定した。
各事故シーケンスグループに対する重要事故シーケンスの選定理由
及 び 選 定 結 果 に つ い て ， 第 3− 3表 及 び 以 下 に 示 す 。
(1)ⅰ)

崩壊熱除去機能喪失
事故シーケンス①残留熱除去系の故障（ＲＨＲ喪失）＋崩壊熱除去・炉心冷却失敗②残留熱除去系の故障（ＲＨＲＳ喪失）＋崩壊熱除去・炉心冷却失敗③外部電源喪失＋崩壊熱除去・炉心冷却失敗

ⅱ)

事故シーケンスグループの特徴
ⅰ )に 含 ま れ る 事 故 シ ー ケ ン ス は ， 運 転 中 の 残 留 熱 除 去 系 に故障等が発生した後，崩壊熱除去・炉心冷却に失敗し，燃料損傷に至る事故シーケンスである。

ⅲ)

有効性を確認する主な燃料損傷防止対策
・待機中の残留熱除去系

ⅳ)

選定した重要事故シーケンス
94

①残留熱除去系の故障（ＲＨＲ喪失）＋崩壊熱除去・炉心冷却失敗ⅴ)

選定理由
余裕時間については事故シーケンス間で差異がなく，燃料損傷防止対策に掛かる時間を保守的に見積もった時間（約 2 時間）に比べて十分な余裕時間がある。また，原子炉への注水に必要な設備容量についても事故シーケンス間で差異がなく，ＥＣＣ
Ｓ・低圧代替注水系（常設）の設備容量に比べて十分小さい。
代表性の観点からは①の事故シーケンスの炉心損傷頻度が最も高い。
以上より，着眼点における「高」の数が最も多い①の事故シーケンスを重要事故シーケンスとして選定した。
なお，残留熱除去系海水系の喪失により崩壊熱除去機能が喪失 し た 場 合 に つ い て は ，「 全 交 流 動 力 電 源 喪 失 」 に て 燃 料 損 傷防止対策の有効性を確認する。

(2)

全交流動力電源喪失
ⅰ)

事故シーケンス①外部電源喪失＋交流電源失敗＋崩壊熱除去・炉心冷却失敗②外部電源喪失＋直流電源失敗＋崩壊熱除去・炉心冷却失敗

ⅱ)

事故シーケンスグループの特徴
ⅰ )に 含 ま れ る 事 故 シ ー ケ ン ス は ， 外 部 電 源 喪 失 の 発 生 時 に
非常用交流電源の電源確保に失敗する等，全交流動力電源喪失の発生後に，崩壊熱除去・炉心冷却の失敗によって，燃料損傷に至る事故シーケンスである。

ⅲ)

有効性を確認する主な燃料損傷防止対策
95

・常設代替直流電源設備
・常設代替高圧電源装置
・低圧代替注水系（常設）ⅳ)

選定した重要事故シーケンス①外部電源喪失＋交流電源失敗＋崩壊熱除去・炉心冷却失敗

ⅴ)

選定理由
余裕時間については事故シーケンス間で差異がなく，燃料損傷防止対策に掛かる時間を保守的に見積もった時間（約 2 時間）に比べて十分な余裕時間がある。また，原子炉への注水に必要な設備容量についても事故シーケンス間で差異がなく，低圧代
替注水系（常設）の設備容量に比べて十分小さい。代表性の観点からは①の事故シーケンスの炉心損傷頻度が最も高い。
以上より，着眼点における「高」の数が最も多い①の事故シーケンスを重要事故シーケンスとして選定した。
なお，直流電源が喪失する②の事故シーケンスについては，
炉心損傷頻度が低く，ⅲ）に示した対策により①の事故シーケ
ンスと同様に燃料損傷防止が可能であり，さらに可搬型代替直流電源設備による非常用ディーゼル発電機の起動による対応にも期待できることから選定しない。

(3)

原子炉冷却材の流出
ⅰ)

事故シーケンス①原子炉冷却材の流出（ＲＨＲ切替時のＬＯＣＡ）＋崩壊熱除去・炉心冷却失敗②原子炉冷却材の流出（ＣＵＷブロー時のＬＯＣＡ）＋崩壊熱除去・炉心冷却失敗
96

③原子炉冷却材の流出（ＣＲＤ点検時のＬＯＣＡ）＋崩壊熱除去・炉心冷却失敗④原子炉冷却材の流出（ＬＰＲＭ点検時のＬＯＣＡ）＋崩壊熱除去・炉心冷却失敗
ⅱ)

事故シーケンスグループの特徴
ⅰ )に 含 ま れ る 事 故 シ ー ケ ン ス は ， 原 子 炉 冷 却 材 圧 力 バ ウ ン
ダリに接続された系統の誤操作等により原子炉冷却材が系外に流出後，崩壊熱除去・炉心冷却の失敗によって，燃料損傷に至る事故シーケンスである。

ⅲ)

有効性を確認する主な燃料損傷防止対策
・待機中の残留熱除去系

ⅳ)

選定した重要事故シーケンス①原子炉冷却材の流出（ＲＨＲ切替時のＬＯＣＡ）＋崩壊熱除去・炉心冷却失敗

ⅴ)

選定理由
余裕時間の観点からは，①，②の事故シーケンスが厳しく，
設備容量の観点からは，流出流量の大きい③，④の事故シーケ
ンスが厳しい。また，代表性の観点からは①の事故シーケンスの炉心損傷頻度が最も高い。
以上より，着眼点における「高」の数が最も多い①の事故シーケンスを重要事故シーケンスとして選定した。
なお，②の事故シーケンスについては，原子炉ウェル水位を低下させる操作であるため，原子炉ウェル水位は適宜監視されており，中央制御室の運転員の他にＮＲ／Ｗの運転員も廃液収集タンク等の水位高により認知することができるため，認知が97容易であることから選定しないこととする。
また，③，④の事故シーケンスについては，流出流量と比較して燃料損傷防止対策となる待機中のＥＣＣＳ・低圧代替注水系（常設）の設備容量が十分大きいこと，作業・操作場所と漏えい発生箇所が同一であるため認知が容易であることから選定
しないこととする。
①の事故シーケンスは，通常水位，ウェル満水いずれの状態でも起こり得る可能性があるが，対策実施の余裕時間及び燃料損傷回避に必要な設備容量を厳しく評価する観点から，通常水位の状態でＲＨＲ切替時のＬＯＣＡが発生することを想定する。
(4)

反応度の誤投入ⅰ)

事故シーケンスグループの特徴
反応度事故により，燃料損傷に至る事故シーケンスとなる。
本評価では，代表性の観点から，停止中に実施される検査等により，最大反応度価値を有する制御棒 1 本が全引き抜きされている状態から，他の 1 本の制御棒が操作量の制限を超える誤った操作によって引き抜かれ，異常な反応度の投入を認知できずに燃料の損傷に至る事故を想定する。

ⅱ)

有効性を確認する主な燃料損傷防止対策
・ 起 動 領 域 モ ニ タ ペ リ オ ド 短 々 （ 10 秒 ） に よ る 原 子 炉 自 動
スクラム

ⅲ)

選定理由
代表性の観点から，停止中に実施される検査等により，最大

反 応 度 価 値 を 有 す る 制 御 棒 1本 が 全 引 き 抜 き さ れ て い る 状 態 か ら ，
他 の 1本 の 制 御 棒 が 操 作 量 の 制 限 を 超 え る 誤 っ た 操 作 に よ っ て 引98

き抜かれ，異常な反応度の投入を認知できずに燃料の損傷に至る事故を想定する。
なお，各事故シーケンスグループに分類される事故シーケンスについて，燃料損傷に至る要因をカットセットレベルまで展開し，炉心損傷頻度の事故シーケンスに占める割合の観点で，主要なカットセットに対する重大事故防止対策の整備状況等を確認している （ 別 紙 6）。

99

第3−1表事故シーケンス
グループ

対応する主要な燃料損傷防止対策（下線は有効性を確認する主な対策）

事故シーケンス

燃料損傷防止対策

燃料損傷防止に必要な機能①残留熱除去系の故障（ＲＨＲ喪失）＋崩壊熱除去・炉心冷却失敗

崩壊熱除去
機能喪失

運転停止中事故シーケンスグループ別炉心損傷頻度

崩壊熱除去機能※１・ 緊急用海水系（ＲＨＲＳ喪失時）

原子炉への注水機能・ 待機中のＥＣＣＳ（残留熱除去系（低圧注水系）※２ ）・ 低圧代替注水系（常設）・ 低圧代替注水系（可搬型）・ 消火系，補給水系※ ３②残留熱除去系の故障（ＲＨＲＳ喪失）＋崩壊熱除去・炉心冷却失敗③外部電源喪失＋崩壊熱除去・炉心冷却失敗①外部電源喪失＋交流電源失敗＋崩壊熱除去・炉心冷却失敗
全交流動力
電源喪失
②外部電源喪失＋直流電源失敗＋崩壊熱除去・炉心冷却失敗

電源の復旧

・ 常設代替高圧電源装置
・ 常設代替直流電源設備
・ 可搬型代替直流電源設備（DG起動に使用）（直流電源失敗時）

崩壊熱除去機能※１・ 緊急用海水系

原子炉への注水機能・ 低圧代替注水系（常設）（交流電源復旧後）
・ 低圧代替注水系（可搬型）・ 消火系※３100①原子炉冷却材の流出（ＲＨＲ切替時のＬＯＣＡ）＋崩壊熱除去・炉心冷却失敗

原子炉冷却材の流出②原子炉冷却材の流出（ＣＵＷブロー時のＬＯＣＡ）＋崩壊熱除去・炉心冷却失敗
原子炉への注水機能③原子炉冷却材の流出（ＣＲＤ点検時のＬＯＣＡ）＋崩壊熱除去・炉心冷却失敗

・ 待機中のＥＣＣＳ（残留熱除去系（低圧注水系））
・ 低圧代替注水系（常設）・ 低圧代替注水系（可搬型）・ 消火系，補給水系※ ３④原子炉冷却材の流出（ＬＰＲＭ点検時のＬＯＣＡ）＋崩壊熱除去・炉心冷却失敗
合計

−

シーケンス
別ＣＤＦ
（／施設定期検査）

全ＣＤＦに
対する
寄与割合
（％）

グループ別
ＣＤＦに対する寄与割合（％）

9.9E-07

20.0

69.5

1.2E-07

2.5

8.7

3.1E-07

6.3

21.8

3.5E-06

71.1

100.0

1.3E-10

＜0.1

＜0.1

8.3E-11

＜0.1

44.6

5.8E-11

＜0.1

31.2

4.5E-11

＜0.1

24.2

9.8E-14

＜0.1

＜0.1

5.0E-06

100.0−※1 停止時においては崩壊熱除去機能が喪失した場合であっても，原子炉注水を実施することで燃料損傷を防止できる。
（原子炉建屋（原子炉開放時）又は格納容器（原子炉未開放時）へ崩壊熱を逃すことで燃料損傷を防止し，その後長期的な安定状態の確保のために残留熱除去系等を復旧する。）※2 停止時ＰＲＡの評価上，残留熱除去系の喪失も考えられるが，その場合の事象進展及び対策は「全交流動力電源喪失」と同様になるため，ガイド等を参照し，対策に追加した。
※3 重大事故等対処設備ではないが，シーケンスによって使用できる可能性のある緩和設備である。

事故シーケンス
グループ別
ＣＤＦ（／施設定期検査）

全ＣＤＦ
に対する
寄与割合
（％）

1.4E-06

28.8

3.5E-06

71.1

1.9E-10＜0.1

5.0E-06100.0

第3−2表燃料損傷までの余裕時間（1／2）（a）「崩壊熱除去機能喪失」，「全交流動力電源喪失」の場合
ＰＯＳ

プラント状態の推移

Ｓ

原子炉冷温停止への移行状態

Ａ

ＰＣＶ／ＰＲＶ開放への移行状態

燃料損傷までの余裕時間（h） ※ １

通常水位

3.9
5.7

Ｂ１

53.8

Ｂ２

90.9

Ｂ３

原子炉ウェル満水状態

Ｂ４

原子炉ウェル満水

107.6
155.2

101

Ｂ５

174.5

Ｂ６

199.7

Ｃ１
Ｃ２

ＰＣＶ／ＰＲＶ閉鎖への移行状態

Ｄ
※1

原子炉水位

35.8
通常水位

起動準備状態

38.3
40.8

原子炉ウェル満水状態における余裕時間の評価は，燃料の取出状態に関わらず，以下のとおり保守的な仮定を基に評価。
崩壊熱：炉心及び使用済燃料プール内の燃料の崩壊熱を考慮

保有水量 ：原子炉側のみの水量を考慮（使用済燃料プールの保有水量を含めない。）

第 3−2 表

燃料損傷までの余裕時間（2／2）（b）「原子炉冷却材の流出」の場合燃料損傷に至るまで

冷却材流出流量

燃料損傷までの事故シーケンス

ＰＯＳ

原子炉水位

ＲＨＲ切替時Ｂ

原子炉ウェル満水

22.7

のＬＯＣＡ

Ｃ，Ｄ

通常水位

3.5

Ｃ，Ｄ

通常水位

3.5

Ｂ

原子炉ウェル満水

5.5

Ｂ

原子炉ウェル満水

12.1

ＣＵＷブロー時のＬＯＣＡ
ＣＲＤ点検時のＬＯＣＡ

102

ＬＰＲＭ点検時
のＬＯＣＡ
※2

３

の保有水量（m ）※２３（m ／h）

余裕時間（h）

原子炉ウェル満水状態における保有水量は， 原子炉側のみの水量を考慮（プールゲートが閉止状態であることを想定し，使用済燃料プールの保有水量を含めない。）。
なお，崩壊熱による原子炉冷却材の減少については，崩壊熱による水温上昇により蒸発が開始するま
でに，原子炉冷却材の流出による水位低下により燃料損傷に至ることから考慮しない。

第3−3表着眼点との関係と重要事故シーケンスの選定の考え方

対応する主要な燃料損傷防止対策

事故シーケンスグループ

事故シーケンス
燃料損傷防止に必要な機能◎①残留熱除去系の故障（ＲＨＲ喪失）＋崩壊熱除去・炉心冷却失敗
原子炉への注水機能

崩壊熱除去
機能喪失

重要事故シーケンス（運転停止中）の選定
燃料損傷防止対策

崩壊熱除去機能※１

全交流動力
電源喪失
②外部電源喪失＋直流電源失敗＋崩壊熱除去・炉心冷却失敗◎①原子炉冷却材の流出（ＲＨＲ切替時のＬＯＣＡ）＋崩壊熱除去・炉心冷却失敗

低

低

高

低

低

中

低

低

中

電源の復旧

・ 常設代替高圧電源装置
・ 常設代替直流電源設備
・ 可搬型代替直流電源設備（DG起動に使用）（直流電源失敗時）

原子炉への注水機能・ 低圧代替注水系（常設）（交流電源復旧後）

崩壊熱除去機能※１・ 緊急用海水系を用いた残留熱除去系（原子炉停止
時冷却系）※２

備考（a：余裕時間，b：設備容量，c：代表性）

選定した重要事故
シーケンスと選定理由

a. 余裕時間については，事故シーケンス間で差異がなく，異常の認知及び待機中のＥ a.b.の着眼点について，全シーケンスに共通であるため，
ＣＣＳ・低圧代替注水系（常設）の起動といった緩和措置の実施に掛かる時間を保 選定理由から除外した。
守的に見積もった時間（約2時間）に比べて十分な余裕時間がある（最も短いＰＯＳ c.頻度の観点では，①が支配的となった。
−Ｓにおいても約4.1時間であり，その他のＰＯＳではさらに余裕時間が見込める）
以上より，①を重要事故シーケンスとして選定した。
ことから，全ての事故シーケンスにおいて「低」とした。
原子炉への注水に必要な設備容量については，事故シーケンス間で差がなく，待機
残留熱除去系海水系の喪失により崩壊熱除去機能が喪失す
中のＥＣＣＳ・低圧代替注水系（常設）の設備容量（残留熱除去系：1,605m３ ／h，る②の事故シーケンスについては，「全交流動力電源喪低圧代替注水系（常設）：378m３／h）に比べて十分小さい（最も崩壊熱の大きなＰ失」にて残留熱除去系海水系の代替手段である緊急用海水ＯＳ−Ｓにおいても約50m３ ／h）ことから，全ての事故シーケンスにおいて「低」 系の有効性を確認するため，選定しない。
とした。
また，外部電源喪失を起因とする③の事故シーケンスは，
c. 事故シーケンスグループの中で最もＣＤＦの高いドミナントシーケンスを「高」， 非常用ディーゼル発電機に期待できるため，「全交流動力
事故シーケンスグループ別ＣＤＦに対して1％以上の事故シーケンスを「中」，1％ 電源喪失」で考慮している事故シーケンスと比較して事象未満の事故シーケンスを「低」とした。
進展や対策が厳しくないことから選定しない。
b.

a. 余裕時間については，事故シーケンス間で差異がなく，常設代替直流電源設備，常
低

低

低

低

高

低

設代替高圧電源装置による給電，低圧代替注水系（常設）による注水といった緩和 a.b.の着眼点について，全シーケンスに共通であるため，措置の実施に掛かる時間（約25分）に比べて十分な余裕時間がある（最も短いＰＯ 選定理由から除外した。
Ｓ−Ｓにおいても4.1時間であり，その他のＰＯＳではさらに余裕時間が見込める） c.頻度の観点では，①が支配的となった。
ことから，全ての事故シーケンスにおいて「低」とした。
原子炉への注水に必要な設備容量については，事故シーケンス間で差がなく，待機 以上より，①を重要事故シーケンスとして選定した。
b.
中のＥＣＣＳ・低圧代替注水系（常設）の設備容量（残留熱除去系：1,605m３ ／h，
低圧代替注水系（常設）：378m３／h）に比べて十分小さい（最も崩壊熱の大きなＰ なお，直流電源喪失となる②の事故シーケンスは，炉心損
ＯＳ−Ｓにおいても約50m３ ／h）ことから，全ての事故シーケンスにおいて「低」 傷頻度が低く，有効性を確認する左記下線の対策により①の事故シーケンスと同様に燃料損傷防止が可能であり，さとした。
低らに可搬型代替直流電源設備による非常用ディーゼル発電c. 事故シーケンスグループの中で最もＣＤＦの高いドミナントシーケンスを「高」，事故シーケンスグループ別ＣＤＦに対して1％以上の事故シーケンスを「中」，1％ 機の起動による対応にも期待できることから選定しない。
未満の事故シーケンスを「低」とした。
高

103

−

c

・ 残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）※２③外部電源喪失＋崩壊熱除去・炉心冷却失敗①外部電源喪失◎＋交流電源失敗＋崩壊熱除去・炉心冷却失敗

b

・ 待機中のＥＣＣＳ（残留熱除去系（低圧注水系）※１ ）②残留熱除去系の故障（ＲＨＲＳ喪失）−＋崩壊熱除去・炉心冷却失敗−

a

原子炉への注水機能・ 待機中のＥＣＣＳ（残留熱除去系（低圧注水系））−②原子炉冷却材の流出（ＣＵＷブロー時のＬＯＣＡ）＋崩壊熱除去・炉心冷却失敗

高

低

−

③原子炉冷却材の流出（ＣＲＤ点検時のＬＯＣＡ）＋崩壊熱除去・炉心冷却失敗

中

高

低

中

−

−

原子炉冷却材の流出

崩壊熱除去機能※１

−

反応度の
誤投入

④原子炉冷却材の流出（ＬＰＲＭ点検時のＬＯＣＡ）＋崩壊熱除去・炉心冷却失敗◎ 制御棒の誤引き抜き※３◎・ 残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）※２

原子炉緊急停止機能

・ 原子炉緊急停止系（起動領域計装の原子炉出力ペリオド短短（10秒）信号による原子炉スクラム）： 重要事 故シー ケン スとし て選定 した事 故シ ーケン ス※1 停止時ＰＲＡの評価上，残留熱除去系の喪失も考えられるが，その場合の事象進展及び対策は「全交流動力電源喪失」と同様になるため，ガイド等を参照し，対策に追加。
※2 停止時においては崩壊熱除去機能が喪失した場合であっても，原子炉注水を実施することで燃料損傷を防止。
（安定状態の確立のために残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による原子炉除熱を実施する。）※3 発生の可能性が低く，発生を仮定してもその影響が限定的であるため，リスク評価上重要性が低いと判断し，ＰＲＡの評価対象から除外したもの。

a.の着眼点について，「高」と考えた事故シーケンスとし燃料損傷までの余裕時間が最も短い事故シーケンス（①ＲＨＲ切替時，②ＣＵＷブ て①，②を抽出した。
ロー時：3.5時間）を「高」，最も長い事故シーケンス（④ＬＰＲＭ点検時：12.1時 b.の着眼点について，③，④は流出流量が比較的多くなる間）を「低」，それ以外の事故シーケンス（③ＣＲＤ点検時：5.5時間）を「中」と が，燃料損傷防止対策である待機中のＥＣＣＳ・低圧代替した。
注水系（常設）の設備容量は，③，④における流出流量とb.
流出流量が多い程，燃料損傷回避のために必要な注水設備の容量が大きくなること 比較して十分大きい。
を考慮し，冷却材流出流量が最も多い事故シーケンスを「高」，最も少ない事故
c.頻度の観点では，①が支配的となった。
シーケンスを「低」，それ以外の事故シーケンスを「中」とした。
中
事故シーケンスグループの中で最もＣＤＦの高いドミナントシーケンスを「高」， 以上より，①を重要事故シーケンスとして選定した。
c.
事故シーケンスグループ別ＣＤＦに対して1％以上の事故シーケンスを「中」，1％未満の事故シーケンスを「低」とした。
なお，②の事故シーケンスについては，原子炉ウェル水位を低下させる操作であるため，原子炉ウェル水位は適宜監視されており，中央制御室の運転員の他にＮＲ／Ｗの運転員も廃液収集タンク等の水位高を認知することができるた中
め，認知が容易であることから選定しない。
また，流出流量の大きい③，④の事故シーケンスについては，ＣＲＤ点検時，ＬＰＲＭ点検時のＬＯＣＡによる流出（①ＲＨＲ切替時のＬＯＣＡについては，ウェル満水及び通常水位のいずれの状態でも 流量と比較して，燃料損傷防止対策となる待機中のＥＣＣ起こり得る可能性があるが，保有水量が少なく，余裕時間の観点で厳しい通常水位時を Ｓ・低圧代替注水系（常設）の設備容量（残留熱除去系：
想定して着眼点に基づく整理を行った。なお，通常水位時においては，原子炉水位計に 1,605 m３/h，低圧代替注水系（常設）：378 m３/h）が十分大きいこと，作業・操作場所と漏えい発生箇所が同一でよる警報発生による速やかな冷却材流出事故の認知等に期待できることも考えられる
低 が，評価上考慮しないものとする。）
あるため，認知が容易であることから選定しない。
高 a.

代表性の観点から以下の事故を想定する。
− ・停止中に実施される検査等により，最大反応度価値を有する制御棒1本が全引き抜きされている状態から，他の1本の制御棒が操作量の制限を超える誤った操作によって引き抜かれ，異常な反応度の投入を認知できずに燃料の損傷に至る事故

<(2)抽出した事故シーケンスの整理><(1)事故シーケンスの抽出>必ず想定する事故シーケンスグループ（解釈4−1(a)のシーケンスグループ）

個別プラント評価により抽出するもの（解釈4−1(b)のシーケンスグループ）＜個別プラントの確率論的リスク評価（ＰＲＡ）＞
・内部事象＜事故シーケンスグループ抽出・炉心損傷頻度算出結果＞
シーケンス別ＣＤＦ（／定期検査）全ＣＤＦに対する
寄与割合（％）

グループ別ＣＤＦ
に対する寄与割合（％）①残留熱除去系の故障（ＲＨＲ喪失）＋崩壊熱除去・炉心冷却失敗

9.9E-07

21.3

78.0

②残留熱除去系の故障（ＲＨＲＳ喪失）＋崩壊熱除去・炉心冷却失敗

1.2E-072.7

9.4③外部電源喪失＋崩壊熱除去・炉心冷却失敗

1.6E-073.3

12.6①外部電源喪失＋交流電源失敗＋崩壊熱除去・炉心冷却失敗

3.4E-06

72.7

100.0

②外部電源喪失＋直流電源失敗＋崩壊熱除去・炉心冷却失敗

1.3E-10

<0.1

<0.1%

①原子炉冷却材の流出（ＲＨＲ切替時のＬＯＣＡ）＋崩壊熱除去・炉心冷却失敗

6.4E-11

<0.1

56.1

②原子炉冷却材の流出（ＣＵＷブロー時のＬＯＣＡ）＋崩壊熱除去・炉心冷却失敗

3.9E-11

<0.1

34.2

③原子炉冷却材の流出（ＣＲＤ点検時のＬＯＣＡ）＋崩壊熱除去・炉心冷却失敗

1.1E-11<0.1

9.6④原子炉冷却材の流出（ＬＰＲＭ点検時のＬＯＣＡ）＋崩壊熱除去・炉心冷却失敗

2.6E-14

<0.1

<0.1%

4.7E-06

100.0−

事故シーケンスグループ

崩壊熱除去機能喪失

事故シーケンス

全交流動力電源喪失

原子炉冷却材の流出

104

合計

第3−1図

事故シーケンス
グループ別ＣＤＦ（／定期検査）全ＣＤＦに対する寄与割合（％）

1.3E-06

27.3

3.4E-06

72.7

1.1E-10<0.1

4.7E-06

100.0%

・ 崩壊熱除去機能喪失<(3)重要事故シーケンスの選定>

審査ガイドに従い，
事故シーケンスグループごとに重要事故シーケンスを選定（ＲＨＲの故障による停止時冷却機能喪失）

・ 全交流動力電源喪失
・ 原子炉冷却材の流出
・ 反応度の誤投入※

燃料損傷防止対策の有効性評価※ 停止時ＰＲＡでは評価対象外

運転停止中原子炉における事故シーケンスグループ抽出及び重要事故シーケンス選定の全体プロセス

出力

ＰＲＡの評価対象

300

冷却材温度

原子炉圧力

原子炉内インベントリ

1000

運転時

10

1500

出力

停 止 時

運転時
：原子炉水位：原子炉圧力：冷却材温度(約280℃)
原子炉ウェル満水(約280℃)

ＲＰＶ漏えい試験(約6.9MPa)(約6.9MPa)(約6.9MPa)

200

5
[MPa]

ＲＰＶ満水

105

[℃]
100

500

通常水位
(約50℃)

[m3]
0

(大気圧)

0

0

プラント状態(POS)

−

発電機解列
復水器真空破壊

第 3−2 図

Ｓ Ａ

ＲＰＶ開放

Ｂ

Ｃ

ＲＰＶ閉鎖

施設定期検査時のプラント状態と主要パラメータの推移

Ｄ

起動準備
ＣＲ引抜開始

−

発電機
併列

106
第 3−3 図停止時ＰＲＡにおけるプラント状態の分類及び定期検査工程

残留熱除去系の故障

崩壊熱除去・炉心冷却事故シーケンス

成功

−

失敗

外部電源
喪失

直流電源

交流電源

残留熱除去系の故障（ＲＨＲ喪失）＋崩壊熱除去・炉心冷却失敗
残留熱除去系の故障（ＲＨＲＳ喪失）＋崩壊熱除去・炉心冷却失敗

崩壊熱除去・
炉心冷却事故シーケンス

成功

−

成功
失敗

外部電源喪失＋崩壊熱除去・炉心冷却失敗

事故シーケンスグループ
燃料損傷なし崩壊熱除去機能喪失

事故シーケンスグループ
燃料損傷なし崩壊熱除去機能喪失

成功
成功

−

失敗
失敗

外部電源喪失＋交流電源喪失
全交流動力電源喪失＋崩壊熱除去・炉心冷却失敗

成功

−

失敗
失敗

原子炉冷却材の流出

外部電源喪失＋直流電源喪失＋崩壊熱除去・炉心冷却失敗

崩壊熱除去・炉心冷却事故シーケンス

成功
失敗

第3−4図

燃料損傷なし−燃料損傷なし全交流動力電源喪失

事故シーケンスグループ
燃料損傷なし原子炉冷却材の流出
原子炉冷却材の流出（ＲＨＲ切替時のＬＯＣＡ）＋崩壊熱除去・炉心冷却失敗
原子炉冷却材の流出（ＣＵＷブロー時のＬＯＣＡ）＋崩壊熱除去・炉心冷却失敗
原子炉冷却材の流出（ＣＲＤ点検時のＬＯＣＡ）＋崩壊熱除去・炉心冷却失敗
原子炉冷却材の流出（ＬＰＲＭ点検時のＬＯＣＡ）＋崩壊熱除去・炉心冷却失敗

停止時ＰＲＡにおけるイベントツリー

107原子炉冷却材の流出＜0.1％

崩壊熱除去機能喪失
28.8％

全交流動力電源喪失
71.1％（ Ｃ Ｄ Ｆ ： 5.0×10 − ６ ／ 施 設 定 期 検 査 ）第 3− 5図

事故シーケンスグループごとの寄与割合

108

4.

事故シーケンスグループ及び重要事故シーケンス等の選定に活用したＰＲＡの実施プロセスについて
事故シーケンスグループ及び重要事故シーケンス等の選定に際して適用可能としたＰＲＡは，一般社団法人

日本原子力学会において標準化された実施基準を参考に実施し，各実施項目について「ＰＲ Ａ の 説 明 に お け る 参 照 事 項 」（ 原 子 力 規 制 庁

平 成 25年 9月 ） の 記

載 事 項 へ の 適 合 性 を 確 認 し た （ 別 紙 11）。
また，今回のＰＲＡの評価プロセスの確認及び更なる品質向上を目的として，専門家によるピアレビューを実施した。その結果，今回 実 施 し た Ｐ Ｒ Ａ に お い て ， 事 故 シ ー ケ ン ス グ ル ー プ 及び重要事故
シーケンス等の選定結果に影響を及ぼすような技術的な問題点がない
こ と を 確 認 し た （ 別 紙 12）。

109

別紙 1
有効性評価の事故シーケンスグループ等の選定に際しての外部事象の考慮について

重大事故の有効性評価に係る個別プラントでの事故シーケンスグループの選定に際しては，「実用発電用原子炉及びその附属施設の位置，構造及び設備の基準に関する規則の解釈」（以下「解釈」という。）に ，「 個 別 プ ラ ン ト の 内 部 事 象 に 関 す る 確 率 論 的 リ ス ク 評 価（ Ｐ Ｒ Ａ ）及び外部事象に関するＰＲＡ（適用可能なもの）又はそれに代わる方法で評価を実施すること。」と記載されている。
今回の申請に当たって，外部事象に関しては手法が適用可能な段階にあると判断した地震，津波を対象に出力運転時レベル１ＰＲＡを実施した。
内部溢水，内部火災及びその他外部事象に関するレベル１ＰＲＡ及び外部事象レベル１．５ＰＲＡ並びに停止時レベル１ＰＲＡについて
は，ＰＲＡ手法の確立に向けた検討が進められている段階，又は現実的な定量評価の実施に向けて必要なデータ整備を進めていく段階であることから，現段階では「適用可能なもの」に含まれないと判断し，「それに代わる方法」として，これら外部事象の影響を考慮した場合の事故シーケンスグループ選定への影響について以下のとおり整理した。

1.

炉心損傷防止対策の事故シーケンスグループ抽出に係る検討

1.1

内部溢水，内部火災の影響
今回はＰＲＡの適用を見合わせたが，内部溢水，内部火災についてはレベル１ＰＲＡの手法確立・個別プラントへの展開に係る別紙 1−1

検討作業がある程度進んでいる。このことを踏まえ，ＰＲＡを念頭にして，内部溢水，内部火災の発生によって誘発される可能性がある起因事象を，定性的な分析によって抽出した。抽出結果を表 1に 示 す 。
表 1に 示 す 起 因 事 象 が 発 生 し た 場 合 ， 屋 内 に 設 置 さ れ て い る 安 全
機器の機能喪失を経て炉心損傷に至る可能性があるが，これらに起因する事故シーケンスは，同機器のランダム故障・誤操作を想定する内部事象出力運転時レベル１ＰＲＡにおいて評価対象とした起因事象に含まれている。
また，設計基準対象施設によって，内部溢水，内部火災の影響拡大防止が図られることで，異なる区画等，広範囲における重畳的な安全機器の同時機能喪失発生を防止できると考える。
したがって，内部溢水・内部火災に起因した炉心損傷頻度の定量化には上記の課題が残るものの，定性的な起因事象の抽出結果から想定される事故シーケンスは，内部事象出力運転時レベル１
ＰＲＡの検討から得られる事故シーケンスの一部として分類できるため，新たに追加が必要となる事故シーケンスグループが発生する可能性は低いと考える。

1.2

その他の外部事象の影響
その他の外部事象としては，解釈第６条第２項に自然現象，及び第８項に発電用原子炉施設の安全性を損なわせる原因となるおそ れ が あ る 事 象 で あ っ て 人 為 に よ る も の（ 故 意 に よ る も の を 除 く 。）
（以下「外部人為事象」という。）として，具体的に以下が記載されている。
別紙 1−2

第６条（外部からの衝撃による損傷の防止）（中略）
２ 第１項に規定する「想定される自然現象」とは、敷地の自然 環 境 を 基 に 、洪 水 、風（ 台 風 ）、竜 巻 、凍 結 、降 水 、積 雪 、
落 雷 、地 滑 り 、火 山 の 影 響 、生 物 学 的 事 象 又 は 森 林 火 災 等 から適用されるものをいう。
（中略）
８ 第３項に規定する「発電用原子炉施設の安全性を損なわせる 原 因 と な る お そ れ が あ る 事 象 で あ っ て 人 為 に よ る も の（ 故意 に よ る も の を 除 く 。）」と は 、敷 地 及 び 敷 地 周 辺 の 状 況 をも と に 選 択 さ れ る も の で あ り 、飛 来 物（ 航 空 機 落 下 等 ）、ダ
ム の 崩 壊 、爆 発 、近 隣 工 場 等 の 火 災 、有 毒 ガ ス 、船 舶 の 衝 突
又は電磁的障害等をいう。
こ れ ら の 地 震 ，津 波 を 除 く 各 種 自 然 現 象 及 び 外 部 人 為 事 象 が プ ラントに与え得る影響について，設計基準及びそれを超える場合，
現 象 等 の 重 畳 を 含 め て 定 性 的 に 分 析 し た 結 果 を 添 付 1に 示 す 。
地 震 ，津 波 以 外 の 自 然 現 象 及 び 外 部 人 為 事 象 に つ い て ，起 因 事 象
発生の可能性を検討した結果，出力運転時を対象として実施した
内部事象，地震及び津波レベル１ＰＲＡにて抽出した起因事象を誘発する要因による事故シーケンスグループ以外に新たに追加が必要となる事故シーケンスグループはないものと判断した。

別紙 1−3

2.

格納容器破損防止対策の格納容器破損モードの抽出に係る検討
外部事象レベル１．５ＰＲＡに ついて は，地震ＰＲＡのみ学会標準に一部関連する記載があるものの，その他の事象については標準的なＰＲＡ手法が確立されておらず，定量評価を実施できる状況ではないことから，以下のとおり定性的な検討を実施した。

2.1

地震の影響
地震がプラントに与え得る特有の影響について，新たに有効性

評価の対象として追加すべき格納容器破損モードの観点で定性的に 分 析 し た 結 果 を 添 付 2に 示 す 。
また，出力運転時を対象として実施した地震時レベル１ＰＲＡの結果からは，地震特有の事象として原子炉建屋損傷や格納容器損傷等の炉心損傷直結事象が抽出されている。これらの事象については，深刻な事故の場合には格納容器も破損に至るが，この場合の格納容器破損は事象進展によって格納容器に負荷が加えられて破損に至るものではなく，地震による直接的な格納容器の閉じ込め機能喪失である。これらについては，耐震補強等による事象の発生防止を図ること，あるいは大規模損壊対策として可搬型のポンプ・電源，放水砲等を駆使した対応により影響緩和を試みる
ことで対応していく事象であり，有効性評価において取り扱う事
象としては適切でないと考える。
したがって，有効性評価の対象とすべき格納容器破損モードとして，内部事象出力運転時レベル１．５ＰＲＡにて抽出した格納容器破損モード以外に新たに追加が必要となる格納容器破損モー
ドはないものと判断した。
別紙 1−4

2.2

津波の影響
津波がプラントに与え得る特有の影響について，建物外部の設備が機能喪失することは想定されるものの，格納容器が津波による物理的負荷（波力・漂流物の衝撃力）によって直接損傷することは想定し難い。また，炉心損傷後の格納容器内の物理化学現象についても内部事象出力運転時レベル１．５ＰＲＡで想定するものと同等と考えられる。
したがって，有効性評価の対象とすべき格納容器破損モードとして，内部事象出力運転時レベル１．５ＰＲＡにて抽出した格納容器破損モード以外に新たに追加が必要となる格納容器破損モー
ドはないものと判断した。

2.3

内部溢水，内部火災の影響
1.1に 示 し た 起 因 事 象 の 検 討 か ら も ， 炉 心 損 傷 に 至 る 事 故 シ ー ケ

ンスグループとしては内部事象出力運転時レベル１ＰＲＡで用いた事象以外に追加すべきものは発生しないと推定しており，格納容器が直接破損することは想定し難い。また，炉心損傷後の格納容器内の物理化学現象についても内部事象出力運転時レベル１．
５ＰＲＡで想定するものと同等と考えられる。
したがって，有効性評価の対象とすべき格納容器破損モードとして，内部事象出力運転時レベル１．５ＰＲＡにて抽出した格納容器破損モード以外に新たに追加が必要となる格納容器破損モー
ドはないものと判断した。

別紙 1−5

2.4

その他の外部事象の影響
1.2に 示 し た プ ラ ン ト に 与 え 得 る 影 響 の 検 討 か ら は ， 屋 外 施 設 の損傷によるサポート系の機能喪失が想定されるものの，炉心損傷に至る事故シーケンスグループとしては，内部事象出力運転時レベル１ＰＲＡにて抽出された事故シーケンスグループに追加すべ
きものは発生しないものと推定している。また，炉心損傷後の格納容器内の物理化学現象についても内部事象出力運転時レベル１．
５ＰＲＡで想定するものと同等と考えられる。
したがって，有効性評価の対象とすべき格納容器破損モードとして，内部事象出力運転時レベル１．５ＰＲＡにて抽出した格納容器破損モード以外に新たに追加が必要となる格納容器破損モー
ドはないものと判断した。

3.

停止時原子炉における燃料損傷防止対策の事故シーケンスグルー
プ抽出に係る検討
停止時レベル１ＰＲＡについて は，地 震，津波，内部溢水，内部

火災及びその他外部事象に関するレベル１ＰＲＡの標準的なＰＲＡ手法が確立されておらず，定量評価を実施できる状況にない。このため，出力運転時の地震・津波レベル１ＰＲＡの評価結果，内部溢
水 ・ 内 部 火 災 及 び そ の 他 の 外 部 事 象 に 関 す る 整 理 ，図 1 に 示 す 内 部 事
象停止時レベル１ＰＲＡのマスターロジックダイヤグラムを参考に，
地震，津波，内部溢水，内部火災及びその他の外部事象により発生
す る 起 因 事 象 を 以 下 の と お り 定 性 的 に 分 析 し ， 表 2に ま と め た 。
さらに，抽出した起因事象を基 に，内 部事象停止時レベル１ＰＲ
Ａにて抽出した事故シーケンスグループ以外に新たに追加が必要と別紙 1−6

なる事故シーケンスグループの有無を確認した。

3.1

出力運転時と停止時のプラント状態等の差異
停止時における燃料損傷防止対策の事故シーケンスグループの抽出においては，出力運転時を対象に実施した整理を参考に評価を行ったが，評価に当たってはその前提として，出力運転時と停止時のプラント状態等の差異を把握することが重要と考え，その整理を行った。整理に当たり，一般的な出力運転時と停止時の違いとして以下の観点に着目し，それぞれについて事故シーケンス
グループの抽出において，考慮が必要であるか確認した。
・崩壊熱，原子炉冷却材の温度・圧力
停 止 時 の 崩 壊 熱 ，原 子 炉 冷 却 材 の 温 度・圧 力 は 出 力 運 転 時 と 比
べ 小 さ く な る た め ，事 象 進 展 は 緩 や か に な る が ，事 故 シ ー ケ ン ス
グループの抽出においては影響しない。
・燃料損傷防止に必要となる機能
停 止 時 の 燃 料 損 傷 防 止 に 必 要 と な る 機 能 は ，出 力 運 転 時 と 異 な
り ，原 子 炉 停 止 機 能 ，高 圧 注 水 機 能 が 不 要 と な る 。そ の た め ，事
故 シ ー ケ ン ス グ ル ー プ の 抽 出 に お い て は ，こ れ ら の 差 異 に つ い て考慮する必要がある。
・原子炉水位，原子炉圧力容器・格納容器の状態
原 子 炉 水 位 の 変 化 は 時 間 余 裕 へ 影 響 す る も の の ，事 故 シ ー ケ ン
スグループ抽出には影響しない。
停止時は原子炉圧力容器・格納容器が開放されている状態も考えられるが，これらの状態に依らず，停止時の必要な機能は変化しないため，事故シーケンスグループの抽出において考慮不要で
別紙 1−7

ある。
・緩和設備・サポート系設備の状態
停 止 時 に お い て ，一 部 の 緩 和 設 備 及 び サ ポ ー ト 系 設 備 の 点 検 又は 試 験 に よ り そ の 機 能 に 期 待 で き な い 状 態 も 推 定 さ れ る 。た だ し ，期 待 で き る 設 備 は 少 な く な る も の の ，必 要 な 機 能 は 原 子 炉 施 設 保
安 規 定 に よ り 担 保 さ れ る も の で あ り ，ま た 既 に 内 部 事 象 停 止 時 レ
ベル１ＰＲＡでこれらの設備の点検又は試験により期待できな
い こ と は 考 慮 さ れ て い る 。そ の た め ，本 観 点 は 事 故 シ ー ケ ン ス グ
ループの抽出において考慮不要である。
・停止時特有の作業の影響
停 止 時 に お い て ，出 力 運 転 時 と は 異 な り ，点 検 作 業 等 に 伴 う 開
口 箇 所 の 発 生 な ど 現 場 の 状 態 が 異 な る こ と が 考 え ら れ る 。そ の た
め ，事 故 シ ー ケ ン ス グ ル ー プ の 抽 出 に お い て は ，こ れ ら の 差 異 について考慮する必要がある。

以上より，停止時における燃料損傷防止対策の事故シーケンス
グループの抽出においては，出力運転時を対象に実施した整理を参考にする際は，「燃料損傷防止に必要となる機能」，「停止時特有の作業の影響」について考慮する必要がある。

3.2

地震の影響
地震により個々の機器が損傷する可能性は出力運転時と停止時で異なるものではないが，各系統の機能喪失がプラントに与える影響の観点では出力運転時と停止時で異なり，停止時は燃料の崩壊熱除去に関連する系統が重要となる。
別紙 1−8

停止時に燃料の崩壊熱を除去している系統は，残留熱除去系及びそのサポート系である残留熱除去系海水系，外部電源から給電される所内電源設備である。
地震により残留熱除去系又は残留熱除去系海水系が機能喪失すると「残留熱除去系の故障」の起因事象が発生し，碍子又は所内電源設備等の送受電設備が損傷すると「外部電源喪失」の起因事
象が発生する。これらの起因事象が発生した場合，屋内に設置されている安全機能を有する系統が機能喪失した場合は燃料損傷に至るが，この事故シーケンスは，同じ系統がランダム故障等で発生することを想定している内部事象停止時レベル１ＰＲＡにて抽出される事故シーケンスと同じである。
地震特有の事象として，原子炉建屋損傷，格納容器損傷，原子炉圧力容器損傷，格納容器バイパス，原子炉冷却材圧力バウンダ
リ喪失（ＥｘｃｅｓｓｉｖｅＬＯＣＡ），計装・制御系喪失が発生すると，直接炉心損傷に至る事象が発生するが，これらについては出力運転時を対象とした炉心損傷に至る事故シーケンスの抽出における考え方と同様，損傷の規模に応じて，機能を維持した設計基準事故対処設備や重大事故等対処設備，可搬型の機器等
で燃料損傷防止を試みるものと考える。一方，損傷の程度が大き
く，設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設備に期待できな
い場合には，大規模損壊対策を含め，原子炉建屋以外に分散配置した設備や可搬型の機器を駆使し，影響緩和を図ることで対応するべきものと考える。
したがって，停止時の地震の発生を考慮しても，内部事象停止
時レベル１ＰＲＡにて抽出した事故シーケンスグループ以外に新別紙 1−9

たに追加が必要となる事故シーケンスグループはないものと判断
した。

3.3

津波の影響
停止時においては，点検作業等に伴い，出力運転時にはない開口（大物搬入口の水密扉等の建屋開口部，防潮堤貫通部の止水防止対策の点検に伴う一時的な開口部）が発生することが考えられ，
事故シーケンス選定においては，この差異について考慮する必要がある。
大物搬入口の水密扉等については，出力運転時の津波レベル１
ＰＲＡにおいて期待しておらず，防潮堤を超え敷地に遡上する津波 が 原 子 炉 建 屋 1階 床 面 に 到 達 す る と「 原 子 炉 建 屋 内 浸 水 に よ る 複数の緩和機能喪失」の事故シーケンスとして取り扱っている。停止時においてもこの考え方を適用すると，大物搬入口の水密扉等の建屋開口部の有無による事故シーケンス選定への影響はない。
一方，防潮堤については，出力運転時の津波レベル１ＰＲＡにおいて期待しているが，停止時における防潮堤貫通部の止水対策の点検作業に伴い，一時的に開口部が生じている間に防潮堤高さ未満の津波が発生した場合は，津波が開口部から敷地内に浸水することが考えられる。この場合でも，敷地内に浸水する津波の量が限定的であり，非常用海水ポンプの健全性は維持されると考えられるものの，非常用海水ポンプが没水，被水により機能喪失した場合は「最終ヒートシンク喪失」の起因事象が発生する。ただし，これを起因とする事故シーケンスに対しては，内部事象停止
時レベル１ＰＲＡから抽出される「全交流動力電源喪失」の事故
別紙 1−10

シーケンスグループと同様，常設代替高圧電源装置，低圧代替注
水系（常設）等により燃料損傷を防止できる。
また，防潮堤高さを超える津波に対しては，防潮堤貫通部の止水対策の点検作業の有無に関わらず，非常用海水ポンプが没水，被水により機能喪失し「最終ヒートシンク喪失」の起因事象が発生する。ただし，この場合においても，内部事象停止時レベル１
ＰＲＡから抽出される「全交流動力電源喪失」の事故シーケンス
グ ル ー プ と 同 様 ，常 設 代 替 高 圧 電 源 装 置 ，低 圧 代 替 注 水 系（ 常 設 ）等により燃料損傷を防止できる。
以上より，停止時の津波の発生を考慮しても，内部事象停止時
レベル１ＰＲＡにて抽出した事故シーケンスグループ以外に新たに追加が必要となる事故シーケンスグループはないものと判断した。
なお，停止時は，常設代替高圧電源装置等の重大事故等対処設
備が点検に伴い待機除外となる場合もあるものの，燃料損傷防止
対策が全て喪失するような複数の同時点検は実施しない運用とするとともに，その対策の機能維持に必要な浸水防止設備を維持す
る運用とする。

3.4

内部溢水，内部火災の影響
内部溢水，内部火災により個々の機器が損傷する可能性は出力運転時と停止時で異なるものではないが，各系統の機能喪失がプラントに与える影響の観点では出力運転時と停止時で異なり，停止時は燃料の崩壊熱除去に関連する系統が重要となる。
停止時に燃料の崩壊熱を除去している系統は，残留熱除去系及別紙 1−11

びそのサポート系である残留熱除去系海水系，外部電源から給電される所内電源設備である。
内部溢水，内部火災により運転中の残留熱除去系又は残留熱除去系海水系が機能喪失すると「残留熱除去系の故障」の起因事象が発生し，所内電源設備が機能喪失すると「外部電源喪失」の起因事象が発生するが，これらを起因とする事故シーケンスは，同系統の機器のランダム故障による機能喪失を想定する内部事象停止時レベル１ＰＲＡで考慮している起因事象に含まれている。
したがって，停止時の内部溢水，内部火災による起因事象の発生を考慮しても，内部事象停止時レベル１ＰＲＡにて抽出した事
故シーケンスグループ以外に新たに追加が必要となる事故シーケ
ンスグループはないものと判断した。
なお，停止時においても，燃料損傷防止に必要な機能を全て喪失することのないよう，必要な内部溢水，内部火災の影響拡大防止対策を維持する運用とする。

3.5

その他の外部事象の影響
地震，津波以外の自然現象及び外部人為事象について，出力運

転時を対象とした整理を参考に，停止時に起因事象が発生し得るかを確認した。その結果，その他の外部事象の発生に伴う起因事
象は，内部事象停止時レベル１ＰＲＡにおいて抽出した起因事象に包含されるため，内部事象停止時レベル１ＰＲＡにて抽出した
事故シーケンスグループ以外に新たに追加が必要となる事故シー
ケンスグループはないものと判断した。

別紙 1−12

4.

まとめ
今回の事故シーケンスグループ 等の選 定に際して，現段階でＰＲＡを適用可能と判断した出力運転時地震レベル１ＰＲＡ，出力運転
時津波レベル１ＰＲＡ以外の外部事象について，定性的な分析・推定から新たに追加すべき事故シーケンスグループ及び格納容器破損
モードはないものと評価した。
なお，今回定性的な分析とした 各ＰＲ Ａや地震発生時に想定される地震随伴津波，地震随伴火災及び地震随伴溢水を対象としたＰＲＡについては，手法整備の研究及び実機プラントへの適用の検討を順次進めていく予定である。

別紙 1−13表 1
起因事象

内部溢水及び内部火災により誘発される起因事象
起因事象を誘発する要因の例

別紙 1−14

外部電源喪失内部溢水及び内部火災による常用母線等の機能喪失等

非隔離事象

内部溢水及び内部火災による原子炉冷却材流量制御系の誤動作
内部溢水及び内部火災による工学的安全施設制御系の誤動作等

隔離事象

内部溢水及び内部火災による主蒸気隔離弁の誤閉止等

全給水喪失

内部溢水及び内部火災による給水流量の全喪失等

逃がし安全弁
誤開放

内部火災による逃がし安全弁作動回路の誤動作等

手動停止

内部溢水及び内部火災による安全機能への影響の可能性に伴う計
画外停止

表 2
外部事象
起因事象

停止時原子炉における各外部事象で発生する起因事象の抽出結果

地震

津波

内部火災・内部溢水

その他の外部事象

主な燃料損傷防止対策

・残 留 熱 除 去 系 海 水 ・ 残 留 熱 除 去 系 ポ ン プ の ・残留 熱 除 去 系 海 水 系 ・ 常 設 代 替 高 圧 電 源 装 置
・残留熱除去系の損傷
・残 留 熱 除 去 系 海 水 系 の系の機能喪失停止の機能喪失（竜巻， ・低圧代替注水系（常設，可搬
残留熱除去系の損傷・原 子 炉 建 屋 内 浸 水 ・ 残 留 熱 除 去 系 海 水 系 ポ
落雷）
型）
故障
による残留熱除
ンプの停止
・緊急用海水系去系の機能喪失等
・津波防護対策・送受電設備の損傷
外部電源喪失・送 受 電 設 備 の 機 能 ・ 送 受 電 設 備 の 機 能 喪 失 ・送受 電 設 備 の 機 能 喪
喪失
失（凍結，積雪 ，火山 ，竜 巻 ，森 林 火 災 ，
落雷）

別紙 1−15

原子炉冷却材の
流出

−※

−

−

−

−

反応度投入
事象

−

−

−

−

−

−

・出 力 運 転 時 を 対 象 と し た 地
震レベル１ＰＲＡ結果に
基 づ き ，直 接 炉 心 損 傷 に 至る起因事象を抽出している が ，補 足 1 に 示 す と お り ，
評価方法にはかなりの保守 性 を 有 し ，か つ ，大 き な
不 確 か さ を 有 す る 。出 力 運
転 時 の 取 り 扱 い と 同 様 ，機能維持した設計基準事故
対処設備及び重大事故等対処設備を柔軟に活用し影響緩和を図ることで対応すべきものと考える。

・原子炉建屋損傷
・格納容器損傷
・原子炉圧力容器損傷
・格納容器バイパス
・原 子 炉 冷 却 材 圧 力 バ ウ
直接炉心損傷にン ダ リ 喪 失（ Ｅ ｘ ｃ ｅ
至る事象
ｓｓｉｖｅ ＬＯＣ
Ａ）
・計測・制御系喪失※−−

原子炉冷却材圧力バウンダリ喪失は直接炉心損傷に至る事象として整理する。

別紙 1−16
図 1

内部事象停止時レベル１ＰＲＡのマスターロジックダイヤグラム

添付資料
添付 1

有効性評価の事故シーケン スグループ の選定に際しての地
震，津波以外の外部事象の考慮について

添付 2

地震レベル１．５ＰＲＡに ついて

別紙 1-17

添付 1
有効性評価の事故シーケンスグループの選定に際しての地震，津波以外の外部事象の考慮について「実用発電用原子炉及びその附属施設の位置，構造及び設備の基準に 関 す る 規 則 の 解 釈（ 原 規 技 発 第 1306 193号（ 平 成 ２ ５ 年 ６ 月 １ ９ 日 原子 力 規 制 委 員 会 決 定 ））第 37条 第 1 -1項 で は ，運 転 時 の 異 常 な 過 渡 変 化
及び設計基準事故に対して原子炉の安全性を損なうことがないよう設計することを求められる構築物，系統及び機器がその安全機能を喪失した場合であって，炉心の著しい損傷に至る可能性があると想定する
事故シーケンスグループを抽出するため，個別プラントのＰＲＡ又はそれに代わる方法で評価を実施することが求められている。
外部事象のうち，日本原子力学会標準として実施基準が定められて
おりＰＲＡの適用実績がある地震及び津波については，それぞれＰＲＡを実施し事故シーケンスグループの抽出を実施している。
また，地震，津波以外の自然現象については現段階でのＰＲＡ評価
は実施困難であるため，「それに代わる方法」として以下に示す方法
にて定性的に事故シーケンスグループの抽出を行い，重大事故等対策の有効性評価において新たに追加が必要となる事故シーケンスグルー
プの有無について確認を行った。
さらに外部人為事象についても定性的に事故シーケンスグループの抽出を行い，重大事故等対策の有効性評価において新たに追加が必要となる事故シーケンスグループの有無について確認を行った。
また，自然現象，外部人為事象が重畳することによる影響について
も，定性的な評価を行い，重大事故等対策の有効性評価において新たに追加が必要となる事故シーケンスグループの有無について確認を行
別紙 1−18

った。

1.

前提条件

(1)

評価対象事象設計基準を設定する自然現象（以下「設計基準設定事象」という。）の設定は，一般的な事象に加え，国内外の規格基準から収集した様々な自然現象に対し，そもそも東海第二発電所において発生する可能性があるか，プラントの安全性が損なわれる可能性があるか，影響度の大きさから代表事象による評価が可能かといった観点でスクリーニングを実施している。
したがって，設計基準設定事象以外のものについては，そもそもプラントの安全性が損なわれる可能性がないか，有意な頻度では発生しないか，若しくは影響度の大きさから他の自然現象に包絡されるものであるため，事故シーケンスの有無の確認は，設計
基 準 設 定 事 象 で あ る 以 下 の 11 事 象 を 対 象 に 実 施 す る も の と す る 。
・洪水
・風（台風）
・竜巻
・凍結
・降水
・積雪
・落雷
・火山の影響・生物学的事象
・森林火災
別紙 1−19

・高潮
なお，設計基準設定事象以外については，上述のとおり，基本的には事故シーケンスに至ることはないか，有意な頻度では発生しないか，若しくは影響度の大きさから他の自然現象に包絡されるものであると判断しているものの，各自然現象により想定される発電所への影響（損傷・機能喪失モード）を踏まえ，考え得る
起 因 事 象 に つ い て 整 理 し て お り ， そ の 結 果 か ら も 上 記 11 事 象 に 加え詳細評価が必要な事象は無いことを確認している。なお，このう ち 5事 象 に つ い て は ， 他 事 象 に 包 絡 さ れ る （ 洪 水 ， 風 （ 台 風 ） ，降水，高潮）か，起因事象の発生はない（生物学的事象）ことを
確 認 し て い る 。 （ 補 足 1）
ま た ，各 外 部 人 為 事 象 に よ り 想 定 さ れ る 発 電 所 へ の 影 響（ 損 傷 ・機能喪失モード）を踏まえ，考え得る起因事象についても整理しており，その結果から新たな起因事象がないこと，事象の影響として設計基準設定事象に包絡されることを確認している。
（ 補 足 2）

(2)

想定範囲
上記設計基準設定事象については，それぞれ考慮すべき最も過酷と考えられる条件を設定している。具体的には，設計基準設定を超えた規模を仮定する。

2.

評価方法

2.1
(1)

起因事象の特定構築物，系統及 び機器（以下「設備等」という。）の損傷・
別紙 1−20

機能喪失モードの抽出
1.に て 示 し た 風 ，積 雪 等 の 自 然 現 象 が 設 計 基 準 を 超 え る 規 模 で
発 生 し た 場 合 に ，発 電 所 に 与 え る 影 響 は 地 震 ，津 波 ほ ど 十 分 な 知
見 が な い 。そ こ で ，こ こ で は 国 外 の 評 価 事 例 ，国 内 の ト ラ ブ ル 事
例 及 び 規 格・基 準 に て 示 さ れ て い る 発 電 所 の 影 響 を 収 集 し ，対 象とする自然現象が発生した場合に設備等へどのような影響を与えるか（設備等への損傷・機能喪失モード）の抽出を行う。

(2)

評価対象設備の選定(1 )で 抽 出 し た 損 傷 ・ 機 能 喪 失 モ ー ド に 対 し ， 影 響 を 受 け る 可

能 性 が あ る 設 備 等 の う ち ，プ ラ ン ト の 運 転 継 続 や 安 全 性 に 影 響 を及ぼす可能性のある設備等を評価対象設備として選定する。

(3)

起因事象となりうるシナリオの選定(1)で 抽 出 し た 損 傷・機 能 喪 失 モ ー ド に 対 し て ，( 2)で 選 定 し た

評 価 対 象 設 備 へ の 影 響 を 検 討 の 上 ，発 生 可 能 性 の あ る シ ナ リ オ を選定する。
シ ナ リ オ の 選 定 に 当 た っ て は ，事 故 シ ー ケ ン ス グ ル ー プ 抽 出 に当たって考慮すべき起因事象となりうるシナリオを選定する。
な お ，起 因 事 象 の 選 定 は ，日 本 原 子 力 学 会 標 準「 原 子 力 発 電 所の出力運転状態を対象とした確率論的安全評価に関する実施基
準 ： 200 8（ レ ベ ル １ Ｐ Ｓ Ａ 編 ） 」 （ 以 下 「 学 会 標 準 」 と い う 。 ）に示される考え方などを参考に行う。

別紙 1−21

(4)起因事象の特定(3) で 選 定 し た 各 シ ナ リ オ に つ い て 発 生 可 能 性 を 評 価 し ， 事 故シーケンスグループ抽出に当たって考慮すべき起因事象の特定を行う。
な お ，過 去 の 観 測 実 績 等 を も と に 発 生 可 能 性 を 評 価 可 能 な も のに つ い て は ，影 響 の あ る 事 故 シ ー ケ ン ス の 要 因 と な る 可 能 性 に ついて考察を行う。

2.2

事故シーケンスの特定
2.1 (4) に て 特 定 し た 起 因 事 象 に つ い て ， 内 部 事 象 レ ベ ル １ Ｐ Ｒ

Ａや地震，津波レベル１ＰＲＡにて考慮しておらず，重大事故の有効性評価において追加すべき新たな事故シーケンスにつながる
可能性のあるものの有無について確認を行う。
また，新たな事故シーケンスにつながる可能性のある起因事象が確認された場合，事故シーケンスに至る可能性について評価の上，有意な影響のある事故シーケンスとなりうるかについて確認を行う。
事故シーケンスに至る可能性の評価については，旧原子力安
全・保安院指示に基づき実施したストレステストでの評価方法などを参考に実施するものとする。

3.

個別事象評価のまとめ
1. に て 示 し た 各 評 価 対 象 事 象 に つ い て ， 事 故 シ ー ケ ン ス に 至 る 可

能 性 の あ る 起 因 事 象 に つ い て 特 定 し た 結 果 （ 補 足 1-1 〜 6 参 照 ） ， 内
部事象や地震，津波レベル１ＰＲＡで考慮している起因事象に包含
別紙 1−22

されることを確認した。また，各評価対象事象によって機能喪失する可能性のある緩和設備について確認し，起因事象が発生した場合であっても，緩和設備が機能維持すること等により，必要な機能を確 保 す る こ と は 可 能 で あ る こ と を 確 認 し た（ 補 足 1- 7）。し た が っ て ，
内部事象や地震，津波レベル１ＰＲＡにて抽出した事故シーケンスに対して新たに追加すべき事故シーケンスは発生しないものと判断した。

4.

設計基準の設定を超える自然現象の重畳の考慮について(1)

自然現象の重畳影響
自然現象の重畳評価については，損傷・機能喪失モードの相違に応じて，以下に示す影響を考慮する必要がある。
Ⅰ．各自然現象から同じ影響がそれぞれ作用し，重ね合わさって増長するケース（例：積雪と降下火砕物による堆積荷重の増加）Ⅱ．ある自然現象の防護施設が他の自然現象によって機能喪失す
ることにより影響が増長するケース（例：地震により浸水防止機能が喪失して浸水量が増加）
Ⅲ -1 ． 他 の 自 然 現 象 の 作 用 に よ り 前 提 条 件 が 変 化 し ， 影 響 が 増 長するケース（例：降水による降下火砕物密度の増加（降水時は降下火砕物自体が発電所へ届きにくくなると考えられるため，堆積後の降水を想定））
Ⅲ -2 ． 他 の 自 然 現 象 の 作 用 に よ り 影 響 が 及 ぶ よ う に な る ケ ー ス（例：斜面に降下火砕物が堆積した後に大量の降水により滑り，プラント周辺まで降下火砕物を含んだ水が押し寄せる状
別紙 1−23

態。単独事象としては想定していない。）(2)

自然現象の重畳によるシナリオの選定
基本的には一般的な事象に加え，国内外の規格基準から収集した 自 然 現 象 に つ い て ( 1) Ⅰ 〜 Ⅲ - 2 に 示 し た 重 畳 影 響 の 確 認 を 実 施した。
ただし，以下の観点から明らかに事故シーケンスにはつながらないと考えられるものについては重畳影響を考慮不要と判断し確認対象から除外した。

○東海第二発電所及びその周辺では発生しない（若しくは，発生が 極 め て 稀 ） と 判 断 し た 事 象 （ No. は 補 足 1参 照 ）No.2： 隕 石 ， No.9： 土 壌 の 収 縮 又 は 膨 張 ， No. 1 4： 雪 崩 ， N o. 2 4：
草 原 火 災 ， No .28 ： ハ リ ケ ー ン ， No .31 ： 氷 壁 ， N o.3 2： 土 砂 崩 れ（ 山 崩 れ ，が け 崩 れ ），No .42：地 滑 り ，No.43：カ ル ス ト ，No.44：
地 下 水 に よ る 浸 食 ，N o.4 7：地 下 水 に よ る 地 滑 り ，N o.53：土 石 流 ，No.54 ： 水 蒸 気○単独事象での評価において設備等への影響がない（若しくは，非常に小さい）と判断した事象で，他の事象との重畳を考慮して も 明 ら か に 設 備 等 へ の 影 響 が 無 い と 判 断 し た 事 象 （ No. は 補 足
1参 照 ）
No.4 ： 河 川 の 迂 回 ， No .16 ： 海 岸 浸 食 ， No .17： 干 ば つ ， No.2 1：
濃 霧 ， No.2 3 ： 霜 ・ 白 霜 ， No. 26 ： 極 高 温 ， No. 34 ： 湖 又 は 河 川 の
水 位 低 下 ，No .36：陥 没・地 盤 沈 下・地 割 れ ，No. 38：も や ，N o.39 ：塩 害 ・ 塩 雲 ， No. 40 ： 地 面 の 隆 起 ， N o. 51： 低 温 水 （ 海 水 温 低 ） ，
別紙 1−24

No.52 ： 泥 湧 出 （ 液 状 化 ）
確 認 し た 結 果 と し て は ， 重 畳 影 響 Ⅰ 〜 Ⅲ -1に つ い て は ， 以 下 に示す理由から，単独事象での評価において抽出されたシナリオ以外 の シ ナ リ オ が 生 じ る こ と は な く ， 重 畳 影 響 Ⅲ -2に つ い て も ， 他
事象にて抽出したシナリオであり，新たなものが確認されなかった 。 個 別 自 然 現 象 の 重 畳 影 響 の 確 認 結 果 を 補 足 3に 示 す 。 ま た ， 外部 人 為 事 象 と の 重 畳 影 響 に つ い て は ， 補 足 4に 示 す と お り 自 然 現 象の重畳影響に包絡されると判断した。
Ⅰ．各自然現象から同じ影響がそれぞれ作用し，重ね合わさって増長するケース
重 畳 に よ り 影 響 度 合 い が 大 き く な る の み で あ り ，単 独 で 設 計 基
準の設定を超える事象に対してシナリオの抽出を行っていることを踏まえると，新たなシナリオは生じない。
Ⅱ．ある自然現象の防護施設が他の自然現象によって機能喪失す
ることにより，影響が増長するケース
単 独 の 自 然 現 象 に 対 す る シ ナ リ オ の 選 定 に お い て ，設 計 基 準 の設 定 を 超 え る 事 象 を 評 価 対 象 と し て い る と い う こ と は ，つ ま り 設
備 耐 力 や 防 護 対 策 に 期 待 し て い な い と い う こ と で あ り ，単 独 事 象の評価において抽出された以外の新たなシナリオは生じない。
Ⅲ -1 ． 他 の 自 然 現 象 の 作 用 に よ り 前 提 条 件 が 変 化 し ， 影 響 が 増 長するケース
一方の自然現象の前提条件が，他方の自然現象により変化し，
元 の 自 然 現 象 の 影 響 度 が 大 き く な っ た と し て も ，Ⅰ ．と 同 様 ，単独で設計基準の設定を超える事象に対してシナリオ抽出を行っているため，新たなシナリオは生じない。
別紙 1−25

Ⅲ -2 ． 他 の 自 然 現 象 の 作 用 に よ り 影 響 が 及 ぶ よ う に な る ケ ー ス
単 独 事 象 で は 影 響 が 及 ば な い 評 価 で あ っ た の に 対 し ，事 象 が 重
畳 す る こ と に よ り 影 響 が 及 ぶ よ う に な る も の は ，降 下 火 砕 物 と 降
水 の 組 合 せ の み で あ っ た が ，屋 外 設 備（ 送 変 電 設 備 ，海 水 ポ ン プ
等 ）の 損 傷 を 想 定 し て も ，起 因 事 象 と し て は 外 部 電 源 喪 失 ，全 交流 動 力 電 源 喪 失 及 び 最 終 ヒ ー ト シ ン ク 喪 失 で あ り ，新 し い シ ナ リ
オは生じない。

(3)

重畳影響評価まとめ
事故シーケンスの抽出という観点においては，上述のとおり，自然現象が重畳することにより，単独事象の評価で特定されたシ
ナリオに対し新たなものが生じることはなく，自然現象の重畳により新たに追加すべき事故シーケンスは発生しないものと判断し
た。

5.

全体まとめ
地震，津波以外の自然現象，外部人為事象について，事故シーケ

ンスに至る可能性のある起因事象について特定した結果，内部事象
や地震，津波レベル１ＰＲＡにて抽出した事故シーケンスに対して新たに追加すべき事故シーケンスは発生しないものと判断した。
また，地震，津波を含む，各自然現象の重畳影響についても確認を実施した結果，単独事象での評価と同様に，内部事象や地震，津波レベル１ＰＲＡにて抽出した事故シーケンスに対して新たに追加すべき事故シーケンスは発生しないものと判断した。

別紙 1−26

補足資料
補足 1 過酷な自然現象により考え得る起因事象等
補 足 1-1 凍 結 事 象 に 対 す る 事 故 シ ー ケ ン ス 抽 出
補 足 1- 2 積 雪 事 象 に 対 す る 事 故 シ ー ケ ン ス 抽 出
補 足 1- 3 火 山 の 影 響 に 対 す る 事 故 シ ー ケ ン ス 抽 出
補 足 1- 4 竜 巻 事 象 に 対 す る 事 故 シ ー ケ ン ス 抽 出
補 足 1- 5 森 林 火 災 事 象 に 対 す る 事 故 シ ー ケ ン ス 抽 出
補 足 1- 6 落 雷 事 象 に 対 す る 事 故 シ ー ケ ン ス 抽 出
補 足 1- 7 起 因 事 象 の 発 生 が 考 え ら れ る そ の 他 の 自 然 現 象 と 起 因 事
象発生時の対応
補足 2 過酷な外部人為事象により考え得る起因事象等
補足 3 自然現象の重畳確認結果
補足 4 外部人為事象に関わる重畳の影響について

別紙 1−27

過酷な自然現象により考え得る起因事象等
設計基準を超える事象の発生を想定した場合の評価

自然現象
No

（色塗り部は 6 条の設設備等の損傷・機能喪失モードの抽出

計基準設定事象）想定される起因事象等
復水貯蔵タンク・配管内流体の凍結により補給水系が喪失し，手動停止／サポート系喪失（手動凍結
1※詳細評価は補足 1-1

屋外タンク及び配管内流体の凍結
温度参照

軽油貯蔵タンク内流体の凍結により非常用ディーゼル発電機が機能喪失，送電線への着氷による「外部電源喪失」が同時発生し，「全交流動力電源喪失」に至るシナリオ

ヒートシンク（海水）の凍結
電気的影響

停止）
「計画外停止」に至るシナリオ

着氷による送電線の相間短絡

東海第二発電所周辺の海水が凍結することは考え難いため，設備の損傷・機能喪失が発生するシ
ナリオは考え難い。
送電線が着氷により短絡，「外部電源喪失」に至るシナリオ

隕石

NUREG や IAEA の SAFETY STANDARDS SERIES でも言及されている様に，有意な発生頻度とはならない。
（10−９／年以下）

3

降水

浸水

4

河川の迂回

5

砂嵐

2

別紙 1−28

6

静振

7

地震活動

降水による設備の浸水

津波（No.11）の評価に包絡される。

事象の進展が遅く，設備等への影響の緩和又は排除が可能である。
閉塞（吸気等）砂塵，大陸からの黄砂による吸気口の閉塞火山（No.12）の評価に包絡される。

浸水

静振による設備の浸水

津波（No.11）の評価に包絡される。

渇水

静振による海水の枯渇

津波（No.11）の評価に包絡される。

地震 PRA にて評価される。
建屋屋上への積雪に伴う原子炉建屋（原子炉棟）損傷により原子炉補機冷却系サージタンクが損
傷，機能喪失し，過渡事象「隔離事象」に至るシナリオ
建屋屋上への積雪に伴う原子炉建屋（付属棟）損傷により中央制御室換気系が損傷，機能喪失し，手動停止／サポート系喪失（手動停止）「計画外停止」に至るシナリオ
建屋屋上への積雪に伴う原子炉建屋（付属棟）損傷により原子炉建屋給気隔離弁が損傷，機能喪
失し，手動停止／サポート系喪失（手動停止）「計画外停止」に至るシナリオ
建屋屋上への積雪に伴う原子炉建屋（廃棄物処理棟）損傷により気体廃棄物処理系が損傷，機能喪失し，過渡事象「隔離事象」に至るシナリオ

積雪8※詳細評価は補足 1-2参照

荷重

荷重（堆積）

建屋屋上への積雪に伴う原子炉建屋（廃棄物処理棟）損傷により原子炉建屋排気隔離弁が損傷，機能喪失し，手動停止／サポート系喪失（手動停止）「計画外停止」に至るシナリオ
建屋屋上への積雪に伴うタービン建屋損傷によりタービン，発電機が損傷，機能喪失し，過渡事
象「非隔離事象」に至るシナリオ
建屋屋上への積雪に伴うタービン建屋損傷によりタービン補機冷却系サージタンクが損傷，機能喪失し，サポート系喪失（自動停止）「タービン・サポート系故障」に至るシナリオ
超高圧開閉所等への積雪による送受電設備の損傷に伴い機能喪失し，「外部電源喪失」に至るシナ
リオ
系喪失（手動停止）「計画外停止」に至るシナリオ

補足 1

復水貯蔵タンクへの積雪により復水貯蔵タンクが損傷，補給水系が喪失し，手動停止／サポート過酷な自然現象により考え得る起因事象等
設計基準を超える事象の発生を想定した場合の評価

自然現象
No

（色塗り部は 6 条の設設備等の損傷・機能喪失モードの抽出

計基準設定事象）想定される起因事象等
非常用ディーゼル発電機吸気フィルタ及びルーフベントファンが積雪により損傷することにより非常用ディーゼル発電機が機能喪失，送電線への着雪に伴う短絡による「外部電源喪失」が同時発生し，「全交流動力電源喪失」に至るシナリオ
残留熱除去系海水系ポンプモータが積雪により損傷，残留熱除去系海水系が機能喪失し，「最終ヒートシンク喪失」に至るシナリオ
高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機用海水ポンプモータへの積雪による損傷に伴う高圧炉心ス

荷重

荷重（堆積）

プレイ系が機能喪失し，手動停止／サポート系喪失（手動停止）「計画外停止」に至るシナリオ
非常用ディーゼル発電機用海水ポンプモータへの積雪による損傷に伴い非常用ディーゼル発電機が機能喪失，送電線への着雪に伴う短絡による「外部電源喪失」が同時発生し，「全交流動力電源喪失」に至るシナリオ
補機冷却用海水ポンプモータが積雪荷重により損傷，補機冷却海水系が機能喪失し，サポート系
喪失（自動停止）「タービン・サポート系故障」に至るシナリオ

別紙 1−29

循環水ポンプモータが積雪荷重により損傷，循環水ポンプが機能喪失，復水器真空度喪失し，過渡事象「隔離事象」に至るシナリオ
積雪
8

電気的影響

着雪による送電線の相間短絡

送電線が着雪により短絡，「外部電源喪失」に至るシナリオ
積雪又は吸込みにより非常用ディーゼル発電機給気口，吸気フィルタの閉塞に伴い非常用ディー※詳細評価は補足 1-2

ゼル発電機が機能喪失，送電線への着雪に伴う短絡による「外部電源喪失」が同時発生し，「全交

参照

流動力電源喪失」に至るシナリオ
中央制御室換気系の給気口は，地面より約 5.9m，約 19m の２箇所に設置されており，堆積物による閉塞は考え難いため，シナリオの選定は不要である。
積雪又は吸込みにより残留熱除去系海水系ポンプモータ空気冷却器が閉塞，残留熱除去系海水系が機能喪失し，「最終ヒートシンク喪失」に至るシナリオ
積雪又は吸込みにより高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機用海水ポンプモータ空気冷却器が閉閉塞（吸気等）

給気フィルタ等の閉塞

塞，高圧炉心スプレイ系が機能喪失し，手動停止／サポート系喪失（手動停止）「計画外停止」に至るシナリオ
積雪又は吸込みにより非常用ディーゼル発電機用海水ポンプモータ空気冷却器の閉塞に伴い非常用ディーゼル発電機が機能喪失，送電線への着雪に伴う短絡による「外部電源喪失」が同時発生
し，「全交流動力電源喪失」に至るシナリオ
積雪又は吸込みにより補機冷却用海水ポンプモータ空気冷却器が閉塞，補機冷却海水系が機能喪失し，サポート系喪失（自動停止）「タービン・サポート系故障」に至るシナリオ
積雪又は吸込みにより循環水ポンプモータ空気冷却器が閉塞，循環水ポンプが機能喪失，復水器
真空度喪失し，過渡事象「隔離事象」に至るシナリオ

過酷な自然現象により考え得る起因事象等
設計基準を超える事象の発生を想定した場合の評価

自然現象
No

（色塗り部は 6 条の設設備等の損傷・機能喪失モードの抽出

計基準設定事象）想定される起因事象等

施設荷重によって有意な圧密沈下・クリープ沈下は生じず，また，膨潤性の地質でもない。なお，安全上重要な施設は岩着や杭基礎であり，設備の損傷・機能喪

9

土壌の収縮又は膨張

10

高潮

浸水

11

津波

津波 PRA にて評価される。

失が発生するシナリオは考え難い。また本事象は，事象の進展が遅く，設備等への影響の緩和又は排除が可能である。
高潮による設備の浸水

津波（No.11）の評価に包絡される。
建屋屋上への降下火砕物堆積に伴う原子炉建屋（原子炉棟）損傷により原子炉補機冷却系サージタンクが損傷，機能喪失し，過渡事象「隔離事象」に至るシナリオ
建屋屋上への降下火砕物の堆積に伴う原子炉建屋（付属棟）損傷により中央制御室換気系が損傷，機能喪失し，手動停止／サポート系喪失（手動停止）「計画外停止」に至るシナリオ
建屋屋上への降下火砕物の堆積に伴う原子炉建屋（付属棟）損傷により原子炉建屋給気隔離弁が損傷，機能喪失し，手動停止／サポート系喪失（手動停止）「計画外停止」に至るシナリオ
建屋屋上への降下火砕物の堆積に伴う原子炉建屋（廃棄物処理棟）損傷により気体廃棄物処理系が損傷，機能喪失し，過渡事象「隔離事象」に至るシナリオ

別紙 1−30

建屋屋上への降下火砕物の堆積に伴う原子炉建屋（廃棄物処理棟）損傷により原子炉建屋排気隔離弁が損傷，機能喪失し，手動停止／サポート系喪失（手動停止）「計画外停止」に至るシナリオ
建屋屋上への降下火砕物の堆積に伴うタービン建屋損傷によりタービン，発電機が損傷，機能喪失し，過渡事象「非隔離事象」に至るシナリオ
火山の影響
12

※詳細評価は補足 1-3参照

荷重

荷重（堆積）

建屋屋上への降下火砕物の堆積に伴うタービン建屋損傷によりタービン補機冷却系サージタンク
が損傷，機能喪失し，サポート系喪失（自動停止）「タービン・サポート系故障」に至るシナリオ
超高圧開閉所への降下火砕物の堆積による送電線，送受電設備の損傷に伴い機能喪失し，「外部電源喪失」に至るシナリオ
復水貯蔵タンクへの降下火砕物の堆積により復水貯蔵タンクが損傷，補給水系が喪失し，手動停止／サポート系喪失（手動停止）「計画外停止」に至るシナリオ
非常用ディーゼル発電機吸気フィルタ及びルーフベントファンが降下火砕物の堆積による損傷に伴い非常用ディーゼル発電機が機能喪失，送電線への降下火砕物の付着に伴う短絡による「外部電源喪失」が同時発生し，「全交流動力電源喪失」に至るシナリオ
残留熱除去系海水系ポンプモータが降下火砕物の堆積により損傷，残留熱除去系海水系が機能喪失し，「最終ヒートシンク喪失」に至るシナリオ
高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機用海水ポンプモータへの降下火砕物の堆積による損傷に伴う高圧炉心スプレイ系が機能喪失し，手動停止／サポート系喪失（手動停止）「計画外停止」に至るシナリオ

過酷な自然現象により考え得る起因事象等
設計基準を超える事象の発生を想定した場合の評価

自然現象
No

（色塗り部は 6 条の設設備等の損傷・機能喪失モードの抽出

計基準設定事象）想定される起因事象等
非常用ディーゼル発電機用海水ポンプモータへの降下火砕物の堆積により損傷に伴い非常用ディーゼル発電機が機能喪失し，送電線への降下火砕物の付着に伴う短絡による「外部電源喪失」が同時発生し，「全交流動力電源喪失」に至るシナリオ

荷重

荷重（堆積）

補機冷却用海水ポンプモータが降下火砕物の堆積荷重により損傷，補機冷却海水系が機能喪失し，サポート系喪失（自動停止）「タービン・サポート系故障」に至るシナリオ
循環水ポンプモータが降下火砕物の堆積荷重により損傷，循環水ポンプが機能喪失，復水器真空度喪失し，過渡事象「隔離事象」に至るシナリオ
降下火砕物により残留熱除去系海水系ポンプ軸受の異常摩耗により，残留熱除去系海水系が機能喪失し，「最終ヒートシンク喪失」に至るシナリオ
降下火砕物により高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機用海水ポンプ軸受の異常摩耗により，高圧炉心スプレイ系が機能喪失し，手動停止／サポート系喪失（手動停止）「計画外停止」に至るシ
ナリオ

別紙 1−31閉塞（海水系）

海水ストレーナ等の閉塞

ル発電機が機能喪失，送電線への降下火砕物の付着に伴う短絡による「外部電源喪失」が同時発
生し，「全交流動力電源喪失」に至るシナリオ

火山の影響
12

降下火砕物により非常用ディーゼル発電機用海水ポンプ軸受の異常摩耗により，非常用ディーゼ※詳細評価は補足 1-3

降下火砕物により補機冷却用海水ポンプ軸受の異常摩耗により，補機冷却海水系が機能喪失し，参照

サポート系喪失（自動停止）「タービン・サポート系故障」に至るシナリオ
降下火砕物により循環水ポンプ軸受の異常摩耗により，循環水ポンプが機能喪失，復水器真空度
喪失し，過渡事象「隔離事象」に至るシナリオ
降下火砕物の堆積又は吸込みにより非常用ディーゼル発電機給気口，吸気フィルタが閉塞，非常用ディーゼル発電機が機能喪失し，「外部電源喪失」が同時発生し，「全交流動力電源喪失」に至る
シナリオ
中央制御室換気系の給気口は，地面より約 5.9m，約 19m の 2 箇所に設置されており，堆積物による閉塞は考え難いため，シナリオの選定は不要である。
閉塞（吸気等）

給気フィルタ等の閉塞

また，吸気口へ降下火砕物の吸込みによりフィルタが閉塞した場合でも，フィルタの取替え及び清掃が可能であることからシナリオの選定は不要である。
降下火砕物の堆積又は吸込みにより残留熱除去系海水系ポンプモータ空気冷却器が閉塞，残留熱除去系海水系が機能喪失し，「最終ヒートシンク喪失」に至るシナリオ
降下火砕物の堆積又は吸込みにより高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機用海水ポンプモータ空気冷却器が閉塞，高圧炉心スプレイ系が機能喪失し，手動停止／サポート系喪失（手動停止）「計
画外停止」に至るシナリオ

過酷な自然現象により考え得る起因事象等
設計基準を超える事象の発生を想定した場合の評価

自然現象
No

（色塗り部は 6 条の設設備等の損傷・機能喪失モードの抽出

計基準設定事象）想定される起因事象等
降下火砕物の堆積又は吸込みにより非常用ディーゼル発電機用海水ポンプモータ空気冷却器が閉塞，非常用ディーゼル発電機が機能喪失，送電線への降下火砕物の付着に伴う短絡による「外部電源喪失」が同時発生し，「全交流動力電源喪失」に至るシナリオ

火山の影響
12

閉塞（吸気等）

給気フィルタ等の閉塞

降下火砕物の堆積又は吸込みにより補機冷却用海水ポンプモータ空気冷却器が閉塞，補機冷却海
水系が機能喪失し，サポート系喪失（自動停止）「タービン・サポート系故障」に至るシナリオ※詳細評価は補足 1-3
参照

降下火砕物の堆積又は吸込みにより循環水ポンプモータ空気冷却器が閉塞，循環水ポンプが機能喪失，復水器真空度喪失し，過渡事象「隔離事象」に至るシナリオ

13

波浪・高波

14

雪崩

腐食

腐食成分による化学的影響

電気的影響

降下火砕物の付着による送電線の相間短絡

送電線が降下火砕物の付着により短絡，「外部電源喪失」に至るシナリオ

浸水

波浪・高波による設備の浸水

津波（No.11）の評価に包絡される。

東海第二発電所敷地周辺には急傾斜地はなく，雪崩を起こすことは考え難いため，設備の損傷・機能喪失が発生するシナリオは考え難い。

別紙 1−32

閉塞（海水系）
15

事象の進展が遅く，設備等への影響の緩和又は排除が可能である。

生物学的事象電気的影響

取水口，海水ストレーナ等の閉塞

除塵装置により海生生物等の襲来への対策を実施しており，取水口及び海水ストレーナ等の閉塞は考え難いため，設備の損傷・機能喪失が発生するシナリオは考え難い。

げっ歯類（ネズミ等）によるケーブル類の貫通部のシール等，小動物の侵入防止対策を実施しており，設備の損傷・機能喪失が発生するシ

損傷

ナリオは考え難い。

16

海岸浸食

事象の進展が遅く，設備等への影響の緩和又は排除が可能である。

17

干ばつ

事象の進展が遅く，設備等への影響の緩和又は排除が可能である。

18

洪水

浸水

19

風（台風）

荷重

洪水による設備の浸水

津波（No.11）の評価に包絡される。

荷重（風）竜巻（No.20）の評価に包絡される。

荷重（衝突）竜巻（No.20）の評価に包絡される。
原子炉建屋は十分な厚さを有した鉄筋コンクリート造であり，風荷重よりも大きい地震荷重に対して設計されていることから，極めて発生することが稀な設計基準を超える風荷重を想定しても建屋の頑健性は維持できると考えるため，シナリオの選定は不要である。
気圧差により原子炉建屋外側ブローアウトパネルが開放，原子炉棟の負圧維持機能が喪失し，手動停止／サポート系喪失（手動停止）「計画外停止」に至るシナリオ

竜巻
20※詳細評価は補足 1-4参照

荷重

荷重（風及び気圧差）

風荷重及び気圧差荷重に伴うタービン建屋損傷によりタービン，発電機が損傷，機能喪失し，過渡事象「非隔離事象」に至るシナリオ
風荷重及び気圧差荷重に伴うタービン建屋損傷によりタービン補機冷却系サージタンクが損傷，機能喪失し，サポート系喪失（自動停止）「タービン・サポート系故障」に至るシナリオ
風荷重及び気圧差荷重による送電線，送受電設備の損傷に伴い機能喪失し，「外部電源喪失」に至るシナリオ

過酷な自然現象により考え得る起因事象等
設計基準を超える事象の発生を想定した場合の評価

自然現象
No

（色塗り部は 6 条の設設備等の損傷・機能喪失モードの抽出

計基準設定事象）想定される起因事象等
排気筒は風荷重に対して裕度を持った設計がなされていることから，発生することが極めて稀な設計基準を超える風荷重を想定しても排気筒の頑健性は維持できると考えるため，シナリオの選定は不要である。
非常用ガス処理系排気筒及び配管は風荷重に対して裕度を持った設計がなされていることから，発生することが極めて稀な設計基準を超える風荷重を想定しても非常用ガス処理系排気筒及び配管の頑健性は維持できると考えるため，シナリオの選定は不要である。
風荷重により復水貯蔵タンクが損傷，補給水系が喪失し，手動停止／サポート系喪失（手動停止）「計画外停止」に至るシナリオ
気圧差により中央制御室換気系ファン，ダクト，ダンパが損傷，中央制御室換気系が機能喪失し，手動停止／サポート系喪失（手動停止）「計画外停止」に至るシナリオ
風荷重により非常用ディーゼル発電機室ルーフベントファン，吸気フィルタ，消音器の損傷に伴

別紙 1−33

荷重（風及び気圧差）

い非常用ディーゼル発電機が機能喪失，送電線の風荷重に伴う短絡による「外部電源喪失」が同時発生し，「全交流動力電源喪失」に至るシナリオ
風荷重により残留熱除去系海水系が損傷，残留熱除去系海水系が機能喪失し，「最終ヒートシンク
喪失」に至るシナリオ

竜巻
20※詳細評価は補足 1-4

風荷重により高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機用海水系が損傷，高圧炉心スプレイ系が機能

荷重喪失し，手動停止／サポート系喪失（手動停止）「計画外停止」に至るシナリオ

参照

風荷重により非常用ディーゼル発電機用海水系が損傷，非常用ディーゼル発電機が機能喪失し，送電線の風荷重に伴う短絡による「外部電源喪失」が同時発生し，「全交流動力電源喪失」に至る
シナリオ
風荷重により補機冷却海水系が損傷，機能喪失し，サポート系喪失（自動停止）「タービン・サポート系故障」に至るシナリオ
風荷重により循環水系が損傷，機能喪失，復水器真空度喪失し，過渡事象「隔離事象」に至るシナ
リオ
飛来物の衝突，屋内への貫通により原子炉補機冷却系サージタンクが損傷，機能喪失し，過渡事
象「隔離事象」に至るシナリオ
飛来物の衝突，屋内への貫通により非常用ガス処理系排気筒及び配管が損傷，原子炉建屋ガス処
荷重（衝突）

理系が機能喪失し，手動停止／サポート系喪失（手動停止）「計画外停止」に至るシナリオ
飛来物の衝突，屋内への貫通によりほう酸水注入系が損傷，ほう酸水注入系が機能喪失し，手動停止／サポート系喪失（手動停止）「計画外停止」に至るシナリオ
飛来物の衝突，屋内への貫通により可燃性ガス濃度制御系が損傷，可燃性ガス濃度制御系が機能喪失し，手動停止／サポート系喪失（手動停止）「計画外停止」に至るシナリオ

過酷な自然現象により考え得る起因事象等
設計基準を超える事象の発生を想定した場合の評価

自然現象
No

（色塗り部は 6 条の設設備等の損傷・機能喪失モードの抽出

計基準設定事象）想定される起因事象等
飛来物の衝突，屋内への貫通により中央制御室換気系が損傷，機能喪失し，手動停止／サポート
系喪失（手動停止）「計画外停止」に至るシナリオ
飛来物の衝突，屋内への貫通により原子炉建屋給気隔離弁が損傷，機能喪失し，手動停止／サポート系喪失（手動停止）「計画外停止」に至るシナリオ
飛来物の衝突，屋内への貫通により気体廃棄物処理系が損傷，機能喪失し，過渡事象「隔離事象」に至るシナリオ
飛来物の衝突，屋内への貫通により原子炉建屋排気隔離弁が損傷，機能喪失し，手動停止／サポート系喪失（手動停止）「計画外停止」に至るシナリオ
飛来物の衝突による送電線，送受電設備の損傷に伴い機能喪失し，「外部電源喪失」に至るシナリ
オ
飛来物の衝突により排気筒が損傷し，過渡事象「隔離事象」に至るシナリオ
飛来物の衝突により非常用ガス処理系配管及び排気筒が損傷し，過渡事象「計画外停止」に至る

別紙 1−34

シナリオ
飛来物の衝突，屋内への貫通によりタービン，発電機が損傷，機能喪失し，過渡事象「非隔離事象」に至るシナリオ

竜巻
20※詳細評価は補足 1-4参照

荷重

荷重（衝突）

飛来物の衝突，屋内への貫通によりタービン補機冷却系サージタンクが損傷，機能喪失し，サポート系喪失（自動停止）「タービン・サポート系故障」に至るシナリオ
飛来物の衝突，屋内への貫通により原子炉補機冷却系熱交換器又はポンプが損傷，機能喪失し，過渡事象「隔離事象」に至るシナリオ
飛来物の衝突，屋内への貫通によりタービン補機冷却系熱交換器又はポンプが損傷，機能喪失し，サポート系喪失（自動停止）「タービン・サポート系故障」に至るシナリオ
飛来物の衝突，屋内への貫通により主蒸気管が損傷，機能喪失し，過渡事象「隔離事象」に至るシ
ナリオ
飛来物の衝突により復水貯蔵タンクが損傷，補給水系が喪失し，手動停止／サポート系喪失（手動停止）「計画外停止」に至るシナリオ
飛来物の衝突により非常用ディーゼル発電機室ルーフベントファン，吸気フィルタ，消音器が損傷し，非常用ディーゼル発電機が機能喪失し，送電線の風荷重に伴う短絡による「外部電源喪失」
が同時発生し，「全交流動力電源喪失」に至るシナリオ
飛来物の衝突により残留熱除去系海水系が損傷，残留熱除去系海水系が機能喪失し，「最終ヒートシンク喪失」に至るシナリオ
飛来物の衝突により高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機用海水系が損傷，高圧炉心スプレイ系
が機能喪失し，手動停止／サポート系喪失（手動停止）「計画外停止」に至るシナリオ

過酷な自然現象により考え得る起因事象等
設計基準を超える事象の発生を想定した場合の評価

自然現象
No

（色塗り部は 6 条の設設備等の損傷・機能喪失モードの抽出

計基準設定事象）想定される起因事象等
飛来物の衝突により非常用ディーゼル発電機用海水系が損傷，非常用ディーゼル発電機が機能喪失し，送電線の風荷重に伴う短絡による「外部電源喪失」が同時発生し，「全交流動力電源喪失」に至るシナリオ

竜巻
20※詳細評価は補足 1-4

荷重

荷重（衝突）参照

飛来物の衝突により補機冷却海水系が損傷，機能喪失し，サポート系喪失（自動停止）「タービン・
サポート系故障」に至るシナリオ
飛来物の衝突により循環水系が損傷，機能喪失，復水器真空度喪失し，過渡事象「隔離事象」に至
るシナリオ

21

濃霧

濃霧により設備の損傷・機能喪失が発生するシナリオは考え難い。
森林火災の輻射熱により送受電設備が損傷した場合，「外部電源喪失」に至るシナリオ（敷地外）
想定しうる最大の火災影響評価において，防火帯外縁（火炎側）から十分な離隔距離があること
温度

輻射熱を考慮すると，設備等が損傷することはない。また，森林火災の輻射熱による影響について，24
時間駐在している自衛消防隊による早期の消火活動も可能であり，森林火災に対する影響緩和策

別紙 1−35

を講じることができるため，シナリオの選定は不要である。

森林火災
22

ばい煙のモータ空気冷却器給気口への侵入について，モータは空気を取込まない構造であり，ま※詳細評価は補足 1-5

た，空冷モータの冷却流路の口径は，ばい煙の粒径より広いことから閉塞し難いため，シナリオ参照の選定は不要である。
閉塞（吸気等）

給気フィルタ等の閉塞

ばい煙の吸込みにより非常用ディーゼル発電機吸気フィルタが閉塞した場合でも，フィルタの取替え及び清掃が可能であることからシナリオの選定は不要である。
ばい煙の吸込みにより中央制御室換気系給気フィルタが閉塞した場合でも，フィルタの取替え及び清掃が可能であることからシナリオの選定は不要である。

23

霜・白霜

霜・白霜により設備の損傷・機能喪失が発生するシナリオは考え難い。

24

草原火災

敷地周辺に草原はないため，設備の損傷・機能喪失が発生するシナリオは考え難い。

25

ひょう・あられ荷重

荷重（衝突）竜巻（No.20）の評価に包絡される。

日本の気候や一日の気温変化を考慮すると，設備等に影響を与えるほどの極高温になることは考え難いため，設備の損傷・機能喪失が発生するシナリオは考え難

26

極高温

27

満潮

28

ハリケーン

29

氷結

電気的影響

着氷

凍結（No.1）の評価に包絡される。

30

氷晶

電気的影響

着氷

凍結（No.1）の評価に包絡される。

31

氷壁

東海第二発電所敷地周辺には氷壁を含む海氷の発生，流氷の到達は考え難いため，設備の損傷・機能喪失が発生するシナリオは考え難い。

32

土砂崩れ
（山崩れ，がけ崩れ）

い。
浸水

満潮による設備の浸水

津波（No.11）の評価に包絡される。

日本がハリケーンの影響を受けることはないため，設備の損傷・機能喪失が発生するシナリオは考え難い。

東海第二発電所敷地周辺には土砂崩れを発生させるような地形はないため，設備の損傷・機能喪失が発生するシナリオは考え難い。

過酷な自然現象により考え得る起因事象等
設計基準を超える事象の発生を想定した場合の評価

自然現象
No

（色塗り部は 6 条の設設備等の損傷・機能喪失モードの抽出

計基準設定事象）想定される起因事象等
ノイズにより安全保護回路が誤動作した場合，「隔離事象」又は「原子炉緊急停止系誤動作」に至

屋内外計測制御設備に発生するノイズ

るシナリオ
ノイズにより安全保護回路以外の計測制御系が誤動作した場合，「非隔離事象」，「全給水喪失」又は「水位低下事象」に至るシナリオ
直撃雷による送電線，送受電設備の損傷に伴い機能喪失し，「外部電源喪失」に至るシナリオ
直撃雷により残留熱除去系海水系ポンプモータが損傷，残留熱除去系海水系が機能喪失し，「最終
ヒートシンク喪失」に至るシナリオ
直撃雷により高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機用海水ポンプモータが損傷，高圧炉心スプレ
イ系が機能喪失し，手動停止／サポート系喪失（手動停止）「計画外停止」に至るシナリオ

落雷
33※詳細評価は補足 1-6

電気的影響

参照

直撃雷

直撃雷により非常用ディーゼル発電機用海水ポンプモータが損傷，非常用ディーゼル発電機が機能喪失し，送電線の直撃雷による「外部電源喪失」が同時発生し，「全交流動力電源喪失」に至る

別紙 1−36

シナリオ
直撃雷により補機冷却用海水ポンプモータが損傷，補機冷却海水系が機能喪失し，サポート系喪失（自動停止）「タービン・サポート系故障」に至るシナリオ
直撃雷により循環水ポンプモータが損傷，循環水系が機能喪失，復水器真空度喪失し，過渡事象「隔離事象」に至るシナリオ
誘導雷サージによる電気盤内の回路損傷
34

湖又は河川の水位低下

35

湖又は河川の水位上昇

3637

陥没，地盤沈下，地割れ
極限的な圧力（気圧高低）

38

もや

39

塩害・塩雲

40

地面の隆起

41

動物

42

地滑り

誘導雷サージにより計測制御系が損傷した場合，計測・制御系喪失により制御不能に至るシナリ
オ

海水を冷却源としていること，淡水は復水貯蔵タンク等に保管しており設備等への影響の緩和又は排除が可能であることから，設備の損傷・機能喪失が発生する
シナリオは考え難い。
浸水

湖又は河川の水位上昇による設備の浸水

津波（No.11）の評価に包絡される。

安全上重要な施設は岩盤に設置されており，地下水の流動等による陥没は発生しない。また，敷地及びその近傍に活断層は分布していないことから，地震に伴う地殻変動によって安全施設の機能に影響を及ぼすような不等沈下・地割れは発生しないため，設備の損傷・機能喪失が発生するシナリオは考え難い。
荷重

気圧差（気圧高低）

竜巻（No.20）の評価に包絡される。

もやにより設備の損傷・機能喪失が発生するシナリオは考え難い。
事象の進展が遅く，設備等への影響の緩和又は排除が可能である。
東海第二発電所の敷地及びその近傍に活断層は分布していないことから，地震に伴う地殻変動によって安全施設の機能に影響を及ぼすような地盤の隆起は発生しないため，設備の損傷・機能喪失が発生するシナリオは考え難い。
物理的損傷

ケーブル類の損傷

生物学的事象（No.15）の評価に包絡される。

地すべり地形分布図及び土砂災害危険箇所図によると，東海第二発電所の敷地及びその近傍には地滑りを起こすような地形は存在しないため，敷地内における地滑りによる設備の損傷・機能喪失が発生するシナリオは考え難い。

過酷な自然現象により考え得る起因事象等
設計基準を超える事象の発生を想定した場合の評価

自然現象
No

（色塗り部は 6 条の設設備等の損傷・機能喪失モードの抽出

計基準設定事象）43

カルスト

想定される起因事象等

発電所敷地及び敷地周辺にカルスト地形は認められず，発電所の地質もカルストを形成する要因はないため，設備の損傷・機能喪失が発生するシナリオは考え難い。
敷地には地盤を浸食する地下水脈は認められず，また，敷地内の地下水位分布は海に向かって勾配を示しており，浸食をもたらす流れは発生しないため，設備の44

地下水による浸食

45

海水面低

渇水

海水面の低下による海水の枯渇

津波（No.11）の評価に包絡される。

46

海水面高

浸水

海水面の上昇による設備の浸水

津波（No.11）の評価に包絡される。

損傷・機能喪失が発生するシナリオは考え難い。

地すべり地形分布図及び土砂災害危険箇所図によると，東海第二発電所の敷地及びその近傍には地滑りを起こすような地形は存在しないため，敷地内における地

別紙 1−37

47

地下水による地滑り

48

水中の有機物閉塞（海水系）

取水口，海水ストレーナ等の閉塞

生物学的事象（No.15）の評価に包絡される。

49

太陽フレア，磁気嵐

電気的影響

磁気嵐による誘導電流

磁気嵐に伴う送電線に誘導電流が発生し，その影響は，落雷（No.33）の評価に包絡される。

50

高温水（海水温高）

温度

高温水

高温水により海水系に影響するため，生物学的事象（No.15）の評価に包絡される。

51

低温水（海水温低）

低温水により設備の損傷・機能喪失が発生するシナリオは考え難い。

52

泥湧出（液状化）

53

土石流

東海第二発電所周辺には土石流が発生する地形，地質はないため，設備の損傷・機能喪失が発生するシナリオは考え難い。

54

水蒸気

周辺での水蒸気の発生は考え難く，設備の損傷・機能喪失が発生するシナリオは考え難い。

55

毒性ガス

閉塞（吸気等）滑りによる設備の損傷・機能喪失が発生するシナリオは考え難い。

安全上重要な施設の基礎地盤は岩盤又は液状化対策（地盤改良）済みの地盤であり，液状化に伴う地盤変状の影響を受けないため，設備の損傷・機能喪失が発生するシナリオは考え難い。

毒性ガスの吸込みによる吸気フィルタ等の閉塞

森林火災（No.22）の評価に包絡される。

補足 1-1
凍結事象に対する事故シーケンス抽出

1.
(1)

起因事象の特定構築物，系統及び機器（以下「設備等」という。）の損傷・機能喪失モードの抽出
低温事象により設備等に発生する可能性のある影響について，国外の評
価事例や国内で発生したトラブル事例も参照し，以下のとおり，損傷・機能喪失モードを抽出した。
①屋外タンク及び配管内流体の凍結②ヒートシンク（海水）の凍結③着氷による送電線の相間短絡(2)

評価対象設備の選定(1)で抽出した損傷・機能喪失モードに対し，影響を受ける可能性のある設備等のうち，プラントの運転継続や安全性に影響を及ぼす可能性のある設備等を評価対象設備として選定する。
具体的には，以下に示す屋外設置の設備等を評価対象設備として選定した。
①屋外タンク及び配管内流体の凍結・軽油貯蔵タンク及び非常用ディーゼル発電機用燃料移送系（以下「軽油貯蔵タンク等」という。）
・復水貯蔵タンク及び附属配管（以下「復水貯蔵タンク等」という。）②ヒートシンク（海水）の凍結
・取水設備（海水）別紙 1−38

③着氷による送電線の相間短絡
・送電線

(3)

起因事象になりうるシナリオの選定(1)で抽出した各損傷・機能喪失モードに対して，(2)で選定した評価対象設備への影響を検討の上，発生可能性のあるシナリオを選定した。
①屋外タンク及び配管内流体の凍結・軽油貯蔵タンク等の凍結
低温によって軽油貯蔵タンク等の軽油が凍結するとともに，以下③に示す外部電源喪失が発生している状況下においては，非常用ディー
ゼル発電機デイタンクの燃料枯渇により「全交流動力電源喪失」に至るシナリオ
・復水貯蔵タンク等の凍結
低温によって復水貯蔵タンク等の保有水が凍結した場合，補給水系の喪失により「計画外停止」に至るシナリオ②ヒートシンク（海水）の凍結
低温によって東海第二発電所周辺の海水が凍結することは起こりえないと考えられるため，この損傷・機能喪失モードについては考慮しない。

③着氷による送電線の相間短絡
・送電線の地絡，短絡
送電線や碍子へ着氷することによって相間短絡を起こし，「 外部電源喪失」に至るシナリオ
別紙 1−39

(4)起因事象の特定(3)で選定した各シナリオについて，想定を超える低温（凍結）事象に対しての裕度評価（起因事象発生可能性評価）を実施し，事故シーケンス
グループ抽出に当たって考慮すべき起因事象の特定を行った。
①屋外タンク及び配管内流体の凍結・軽油貯蔵タンク等の凍結
燃料移送系が凍結するような低温事象は，事前に予測が可能であり，燃料移送系の循環運転等による凍結防止対策が可能であることから，
燃料移送系が凍結する可能性は非常に稀であり，有意な頻度又は影響のある事故シーケンスの要因にはなりえないと考えられるため，考慮すべき起因事象としては特定不要であると判断した。
・復水貯蔵タンク等の凍結
復水貯蔵タンク等の保有水が凍結するような低温事象は，事前に予測が可能であり，復水貯蔵タンク等の循環運転等による凍結防止対策が可能であることから，保有水が凍結する可能性は非常に稀であり，有意な頻度又は影響のある事故シーケンスの要因にはなりえないと考えられるため，考慮すべき起因事象としては特定不要であると判断した。

②ヒートシンク（海水）の凍結(3)②のとおり，この損傷・機能喪失モードは考慮しないため，起因事象として特定しない。

③着氷による送電線の相間短絡
・送電線の地絡，短絡
別紙 1−40

着氷に対して設計上の配慮はなされているものの，設計基準を超える低温事象に対しては発生を否定できず，送電線の損傷に伴う外部電源喪失に至るシナリオは考えられるため，起因事象として特定する。

2.

事故シーケンスの特定
1.にて設計基準を超える低温事象に対し発生可能性のある起因事象として
外部電源喪失を特定したが，運転時の内部事象や地震，津波レベル１ＰＲＡにて考慮していることから，追加すべき新しい事故シーケンスではない。
よって，凍結を起因とする有意な頻度又は影響のある事故シーケンスは新たに生じないと判断した。

別紙 1−41

補足 1-2
積雪事象に対する事故シーケンス抽出1．起因事象の特定(1)

構築物，系統及び機器（以下「設備等」という。）の損傷・機能喪失モードの抽出
積雪事象により設備等に発生する可能性のある影響について，国外の評
価事例や国内で発生したトラブル事例も参照し，以下のとおり，損傷・機能喪失モードを抽出した。
①建屋天井や屋外設備に対する積雪荷重②着雪による送電線の相間短絡③給気フィルタ等の閉塞(2)

評価対象設備の選定(1)で抽出した損傷・機能喪失モードに対し，影響を受ける可能性のある設備等のうち，プラントの運転継続や安全性に影響を及ぼす可能性のある設備等を評価対象設備として選定する。
具体的には，以下に示す建屋及び屋外設置（屋外に面した設備含む。）の設備等を評価対象設備として選定した。
①建屋天井や屋外設備に対する積雪荷重＜建屋＞
・原子炉建屋（原子炉棟，付属棟，廃棄物処理棟）
・タービン建屋＜屋外設備＞
・送受電設備（超高圧開閉所，特別高圧開閉所，変圧器）
・非常用ディーゼル発電機の附属機器（排気ファン，吸気フィルタ等）
別紙 1−42

・復水貯蔵タンク
・残留熱除去系海水系
・高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機用海水系
・非常用ディーゼル発電機用海水系
・補機冷却海水系
・循環水系②着雪による送電線の相間短絡
・送電線③給気フィルタ等の閉塞
・非常用ディーゼル発電機の附属機器（給気口，吸気フィルタ）・中央制御室換気系（給気口）
・残留熱除去系海水系（モータ）・高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機用海水系（モータ）・非常用ディーゼル発電機用海水系（モータ）・補機冷却海水系（モータ）・循環水系（モータ）(3)

起因事象になりうるシナリオの選定(1)で抽出した各損傷・機能喪失モードに対して，(2)で選定した評価
対象設備への影響を検討の上，発生可能性のあるシナリオを選定した。
①建屋天井や屋外設備に対する積雪荷重＜建屋＞
・原子炉建屋別紙 1−43

原子炉建屋（原子炉棟）屋上が積雪荷重により崩落した場合に，建屋最上階に設置している原子炉補機冷却系サージタンクが損傷し，原子炉補機冷却系の機能喪失による「隔離事象」に至るシナリオ
原子炉建屋（付属棟）屋上が積雪荷重により崩落した場合に，建屋最上階に設置している中央制御室換気系の機能喪失による「計画外停止」に至るシナリオ
原子炉建屋（付属棟）屋上が積雪荷重により崩落した場合に，建屋最上階に設置して いる原子炉建 屋給気 隔離弁の機能喪失に よる「計画外停止」に至るシナリオ
原子炉建屋（廃棄物処理棟）屋上が積雪荷重により崩落した場合に，建屋最上階に設置している気体廃棄物処理施設の機能喪失による「隔離事象」に至るシナリオ
原子炉建屋（廃棄物処理棟）屋上が積雪荷重により崩落した場合に，建屋最上階に設置している原子炉建屋排気隔離弁の機能喪失による「計画外停止」に至るシナリオ
・タービン建屋
タービン建屋屋上が積雪荷重により崩落した場合に，建屋最上階に設置しているタービンや発電機に影響が及び「非隔離事象」に至るシナリオ
タービン建屋屋上が積雪荷重により崩落した場合に，建屋最上階に設置しているタービン補機冷却系サージタンクに影響が及び，「タービン・サポート系故障」に至るシナリオ＜屋外設備＞
・送受電設備（超高圧開閉所，特別高圧開閉所，変圧器）
超高圧開閉所屋上，特別高圧開閉所，変圧器が積雪荷重により崩
別紙 1−44落し，送受電設備に影響が及び，「外部電源喪失」に至るシナリオ
・復水貯蔵タンク
復水貯蔵タンク天板が積雪荷重により崩落し，保有水が喪失した
場合，補給水系の喪失により「計画外停止」に至るシナリオ
・非常用ディーゼル発電機の附属機器
積雪荷重により非常用ディーゼル発電機の附属機器が損傷した場
合，非常用ディーゼル発電機の機能喪失，仮に②の外部電源喪失の同時発生を想定した場合，「全交流動力電源喪失」に至るシナリオ
・残留熱除去系海水系
積雪荷重により残留熱除去系海水系ポンプが損傷した場合，残留熱除去系海水系の機能喪失による「最終ヒートシンク喪失」に至る
シナリオ
・高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機用海水系
積雪荷重により高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機用海水ポン
プが損傷した場合，高圧炉心スプレイ系の機能喪失による「計画外停止」に至るシナリオ
・非常用ディーゼル発電機用海水系
積雪荷重により非常用ディーゼル発電機用海水ポンプが損傷した
場合，非常用ディーゼル発電機の機能喪失，仮に②の外部電源喪失の同時発生を想定した場合，「全交流動力電源喪失」に至るシナリオ
・補機冷却系海水系
積雪荷重により補機冷却用海水ポンプが損傷した場合，タービン
補機冷却系喪失による「タービン・サポート系故障」に至るシナリ
オ・循環水系
別紙 1−45

積雪荷重により循環水ポンプが損傷した場合，復水器真空度喪失による「隔離事象」に至るシナリオ②着雪による送電線の相間短絡
送電線や碍子へ着雪することによって相間短絡を起こし，「 外部電源喪失」に至るシナリオ③給気フィルタ等の閉塞
・非常用ディーゼル発電機附属機器の閉塞
積雪により非常用ディーゼル発電機室の給気口，吸気フィルタが閉塞した場合，非常用ディーゼル発電機の機能喪失，仮に②の外部電源喪失の同時発生を想定した場合，「全交流動力電源喪失」に至る
シナリオ
・中央制御室換気系給気口の閉塞
中央制御室換気系の給気口は，地面より約 5.9m，約 19m の 2 箇所に設置されており，堆積物による閉塞は考え難いため，シナリオの選定は不要である。
・海水ポンプモータ空気冷却器給気口の閉塞
積雪により残留熱除去系海水系ポンプモータの空気冷却器給気口が閉塞した場合，残留熱除去系海水系の機能喪失による「最終ヒートシンク喪失」に至るシナリオ
高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機用海水ポンプモータの空気
冷却器給気口が閉塞した場合，高圧炉心スプレイ系の機能喪失による「計画外停止」に至るシナリオ
非常用ディーゼル発電機用海水ポンプモータの空気冷却器給気口
別紙 1−46

が閉塞した場合，非常用ディーゼル発電機の機能喪失，仮に②の外部電源喪失の同時発生を想定した場合，「全交流動力電源喪失」に至るシナリオ
補機冷却用海水ポンプモータの空気冷却器給気口が閉塞した場合，タービン補機冷却系喪失による「タービン・サポート系故障」に至るシナリオ
循環水ポンプモータの空気冷却器給気口が閉塞した場合，復水器
真空度喪失による「隔離事象」に至るシナリオ(4)

起因事象の特定(3)で選定した各シナリオについて，想定を超える積雪事象に対しての裕度評価（起因事象発生可能性評価）を実施し，事故シーケンスグルー
プ抽出に当たって考慮すべき起因事象の特定を行った。
①建屋天井や屋外設備に対する積雪荷重
積雪事象が各建屋天井や屋外設備の許容荷重を上回った場合には，(3)項にて選定した各シナリオが発生する可能性はあるが，各建屋天井の崩落や屋外設備が損傷するような積雪事象は，積雪事象の進展速度を踏まえると除雪管理が可能であることから，発生可能性は非常に稀であり，有意な頻度又は影響のある事故シーケンスの要因にはなりえないと考えられるため，考慮すべき起因事象としては選定不要であると判断した。
②着雪による送電線の相間短絡
着雪に対して設計上の配慮はなされているものの，設計基準を超える積雪事象に対しては発生を否定できず，送電線の着雪による短絡を想定した場合，外部電源喪失に至るシナリオは考えられるため，起因
別紙 1−47

事象として選定する。

③給気フィルタ等の閉塞
積雪事象により非常用ディーゼル発電機室の給気口，吸気フィルタが閉塞した場合には，(3)にて選定したシナリオが発生する可能性があるが，非常用ディーゼル発電機室の給気口，吸気フィルタが閉塞する
ような積雪事象は，積雪事象の進展速度を踏まえると除雪管理が可能であることから，発生可能性は非常に稀であり，有意な頻度又は影響のある事故シーケンスの要因にはなりえないと考えられるため，考慮すべき起因事象としては選定不要であると判断した。
また，モータ空気冷却器給気口が閉塞した場合には，(3)で選定したシナリオが発生する可能性があるが，モータ空気冷却器給気口が閉塞するような積雪事象は，積雪事象の進展速度を踏まえると除雪管理が可能であることから，発生可能性は非常に稀であり，有意な頻度又は影響のある事故シーケンスの要因にはなりえないと考えられるため，考慮すべき起因事象としては選定不要であると判断した。

2.

事故シーケンスの特定
1.にて設計基準を超える積雪事象に対し発生可能性のある起因事象として
外部電源喪失を特定したが，運転時の内部事象や地震，津波レベル１ＰＲＡにて考慮していることから，追加すべき新しい事故シーケンスではない。
よって，積雪を起因とする有意な頻度又は影響のある事故シーケンスは新たに生じないと判断した。

別紙 1−48

補足 1-3
火山の影響に対する事故シーケンス抽出

1.

起因事象の特定(1)

構築物，系統及び機器（以下「設備等」という。）の損傷・機能喪失モードの抽出
火山事象のうち，火山性土石流といった原子力発電所の火山影響評価ガイド（制定

平成 25 年 6 月 19 日

原規技発第 13061910 号

原子力規制委員会

決定）（以下「影響評価ガイド」という。）において設計対応不可とされている事象については，影響評価に基づく立地評価にて原子力発電所の運用期間
中に影響を及ぼす可能性が無いと判断されている。よって，個々の火山事象への設計対応及び運転対応の妥当性について評価を行うため抽出した降下火砕物を対象に原子力発電所への影響を検討するものとする。
降下火砕物により設備等に発生する可能性のある影響について，影響評価
ガイドも参照し，以下のとおり，損傷・機能喪失モードを抽出した。
①建屋天井や屋外設備に対する降下火砕物の堆積荷重②降下火砕物による海水ストレーナ等の閉塞③降下火砕物による給気フィルタ等の閉塞④降下火砕物に付着している腐食成分による化学的影響⑤降下火砕物の付着による送電線の相間短絡(2)

評価対象設備の選定(1)で抽出した損傷・機能喪失モードに対し，影響を受ける可能性のある設備等のうち，プラントの運転継続や安全性に影響を及ぼす可能性のある設備等を評価対象設備として選定する。
具体的には，以下に示す建屋及び屋外設置（屋外に面した設備含む）の設
別紙 1−49

備等を評価対象設備として選定した。
①建屋天井や屋外設備に対する降下火砕物の堆積荷重＜建屋＞
・原子炉建屋（原子炉棟，付属棟，廃棄物処理棟）
・タービン建屋＜屋外設備＞
・送受電設備（超高圧開閉所，特別高圧開閉所，変圧器）
・非常用ディーゼル発電機の附属機器（排気ファン，吸気フィルタ等）
・復水貯蔵タンク・残留熱除去系海水系
・高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機用海水系
・非常用ディーゼル発電機用海水系
・補機冷却海水系
・循環水系②降下火砕物による海水ストレーナ等の閉塞・残留熱除去系海水系
・高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機用海水系
・非常用ディーゼル発電機用海水系
・補機冷却海水系
・循環水系③降下火砕物による給気フィルタ等の閉塞
・非常用ディーゼル発電機の附属機器（給気口，吸気フィルタ）・中央制御室換気系（給気口）
別紙 1−50

・残留熱除去系海水系（モータ）・高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機用海水系（モータ）・非常用ディーゼル発電機用海水系（モータ）・補機冷却海水系（モータ）・循環水系（モータ）④降下火砕物に付着している腐食成分による化学的影響
・屋外設備全般⑤降下火砕物の付着による送電線の相間短絡
・送電線

(3)

起因事象になりうるシナリオの選定(1)で抽出した各損傷・機能喪失モードに対して，(2)で選定した評価対象
設備への影響を検討の上，発生可能性のあるシナリオを選定した。
①降下火砕物の堆積荷重＜建屋＞
・原子炉建屋
原子炉建屋（原子炉棟）屋上が降下火砕物による堆積荷重により崩落した場合に，建屋最上階に設置している原子炉補機冷却系サージタンク
が機能喪失することによる「隔離事象」に至るシナリオ
原子炉建屋（付属棟）屋上が降下火砕物による堆積荷重により崩落した場合に，建屋最上階に設置している中央制御室換気系が機能喪失することによる「計画外停止」に至るシナリオ
原子炉建屋（付属棟）屋上が降下火砕物による堆積荷重により崩落し別紙 1−51

た場合に，建屋最上階に設置している原子炉建屋給気隔離弁が機能喪失することによる「計画外停止」に至るシナリオ
原子炉建屋（廃棄物処理棟）屋上が降下火砕物による堆積荷重により崩落した場合に，建屋最上階に設置している気体廃棄物処理施設が機能喪失することによる「隔離事象」に至るシナリオ
原子炉建屋（廃棄物処理棟）屋上が降下火砕物による堆積荷重により崩落した場合に，建屋最上階に設置している原子炉建屋排気隔離弁が機能喪失することによる「隔離事象」に至るシナリオ
・タービン建屋
タービン建屋屋上が降下火砕物による堆積荷重により崩落した場合に，建屋最上階に設置しているタービンや発電機に影響が及び，「非隔離事象」に至るシナリオ
また，タービン補機冷却系サージタンクに影響が及び，「タービン・サポート系故障」に至るシナリオ＜屋外設備＞
・送受電設備（超高圧開閉所，特別高圧開閉所，変圧器）
超高圧開閉所屋上，特別高圧開閉所，変圧器が降下火砕物による堆積荷重により崩落し，送受電設備に影響が及び，「外部電源喪失」に至る
シナリオ
・復水貯蔵タンク
復水貯蔵タンク天板が降下火砕物による堆積荷重により崩落し，保有水が喪失した場合，補給水系の喪失により「計画外停止」に至るシナリ
オ・非常用ディーゼル発電機の附属機器
降下火砕物による堆積荷重により非常用ディーゼル発電機の附属機
別紙 1−52

器が損傷した場合，非常用ディーゼル発電機の機能喪失，仮に⑤の外部電源喪失の同時発生を想定した場合，「全交流動力電源喪失」に至るシ
ナリオ
・残留熱除去系海水系
降下火砕物による堆積荷重により残留熱除去系海水系ポンプが損傷した場合，残留熱除去系海水系の機能喪失による「最終ヒートシンク喪失」に至るシナリオ
・高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機用海水系
降下火砕物による堆積荷重により高圧炉心スプレイ系ディーゼル発
電機用海水ポンプが損傷した場合，高圧炉心スプレイ系の機能喪失による「計画外停止」に至るシナリオ
・非常用ディーゼル発電機用海水系
降下火砕物による堆積荷重により非常用ディーゼル発電機用海水ポ
ンプが損傷した場合，非常用ディーゼル発電機の機能喪失，仮に⑤の外部電源喪失の同時発生を想定した場合，「全交流動力電源喪失」に至る
シナリオ
・補機冷却海水系
降下火砕物による堆積荷重により補機冷却用海水ポンプが損傷した
場合，タービン補機冷却系喪失による「タービン・サポート系故障」に至るシナリオ
・循環水系
降下火砕物による堆積荷重により循環水ポンプが損傷した場合，復水器真空度喪失による「隔離事象」に至るシナリオ

別紙 1−53

②降下火砕物による海水ストレーナ等の閉塞
海水ストレーナや熱交換器の目開きは，降下火砕物の粒径より大きいことから閉塞し難いため，シナリオの選定は不要である。
海水中への降下火砕物によって海水ポンプ軸受が閉塞により異常摩耗
した場合，残留熱除去系海水系の機能喪失による「最終ヒートシンク喪失」，
高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機用海水系の機能喪失による「計画外停止」に至るシナリオ
非常用ディーゼル発電機用海水系の機能喪失，仮に⑤の外部電源喪失の同時発生を想定した場合，「全交流動力電源喪失」に至るシナリオ
補機冷却海水系の機能喪失による「タービン・サポート系故障」，循環水系の機能喪失に伴う復水器真空度喪失による「隔離事象」に至るシナリ
オ③降下火砕物による給気フィルタ等の閉塞
・非常用ディーゼル発電機附属機器の閉塞
降下火砕物の吸込み又は給気口への堆積により非常用ディーゼル発
電機室の給気口，吸気フィルタが閉塞した場合，非常用ディーゼル発電
機の機能喪失，仮に⑤の外部電源喪失の同時発生を想定した場合，「全交流動力電源喪失」に至るシナリオ
・中央制御室換気系給気口の閉塞
中央制御室換気系の給気口は，地面より約 5.9m，約 19m の 2 箇所に設置されており，堆積物による閉塞は考え難いためシナリオの選定は不要である。また，吸気口へ降下火砕物の吸込みによりフィルタが閉塞した場合でも，フィルタの取替え及び清掃が可能であることからシナリオの選定は不要である。
別紙 1−54

・海水ポンプモータ空気冷却器給気口の閉塞
降下火砕物の吸込み又は給気口への堆積により残留熱除去系海水系
ポンプモータの空気冷却器給気口が閉塞した場合，残留熱除去系海水系の機能喪失による「最終ヒートシンク喪失」に至るシナリオ
高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機用海水ポンプモータの空気冷
却器給気口が閉塞した場合，高圧炉心スプレイ系の機能喪失による「計画外停止」に至るシナリオ
非常用ディーゼル発電機用海水ポンプモータの空気冷却器給気口が閉塞した場合，非常用ディーゼル発電機の機能喪失，仮に⑤の外部電源喪失の同時発生を想定した場合，「全交流動力電源喪失」に至るシナリ
オ
補機冷却用海水ポンプの空気冷却器給気口が閉塞した場合，タービン
補機冷却系喪失による「タービン・サポート系故障」に至るシナリオ
循環水ポンプの空気冷却器給気口が閉塞した場合，復水器真空度喪失による「隔離事象」に至るシナリオ④降下火砕物に付着している腐食成分による化学的影響
降下火砕物が屋外設備に付着することによる腐食については，屋外設備
表面には耐食性の塗装（エポキシ樹脂系等）が施されており腐食の抑制効
果が考えられること，腐食の進展速度の遅さを考慮し，適切な保全管理が可能と判断したため，この損傷・機能喪失モードについては考慮しない。

⑤降下火砕物の付着による送電線の相間短絡
降下火砕物が送電線や碍子へ付着し，水分を吸収することによって，相間短絡を起こし「外部電源喪失」に至るシナリオ
別紙 1−55

(4)起因事象の特定(3)で選定した各シナリオについて，想定を超える降下火砕物に対しての裕度評価（起因事象発生可能性評価）を実施し，事故シーケンスグループ抽出に当たって考慮すべき起因事象の特定を行った。
①降下火砕物の堆積荷重
降下火砕物の堆積が各建屋天井や屋外設備の許容荷重を上回った場合には，(3)①にて選定した各シナリオが発生する可能性はあるが，各建屋天井の崩落や屋外設備が損傷するような火山事象は，火山事象の進展速度を踏まえると除灰管理が可能であることから，発生可能性は非常に稀であり，有意な頻度又は影響のある事故シーケンスの要因にはなりえないと考えられるため，考慮すべき起因事象としては特定不要であると判断した。

②降下火砕物による海水ストレーナ等の閉塞
海水ポンプ軸受の異常摩耗については，降下火砕物の硬度を考慮すると，海水中の降下火砕物によって異常摩耗は進展しにくく，機能喪失することは考えにくいため，考慮すべき起因事象としては特定不要であると判断した。

③降下火砕物による給気フィルタ等の閉塞
降下火砕物の吸込み又は給気口への堆積により非常用ディーゼル発電機
室の給気口，吸気フィルタが閉塞した場合には，(3)③にて選定したシナリオが発生する可能性があるが，非常用ディーゼル発電機室の給気口，吸気フィルタが閉塞するような火山事象は，火山事象の進展速度を踏まえると除灰管理又はフィルタの交換が可能であることから，発生可能性は非常に稀であり，有意な頻度又は影響のある事故シーケンスの要因にはなりえな
別紙 1−56

いと考えられるため，考慮すべき起因事象としては特定不要であると判断した。
また，モータ空気冷却器給気口が閉塞した場合には，(3)③にて選定したシナリオが発生する可能性があるが，モータ空気冷却器給気口が閉塞するような火山事象は，火山事象の進展速度を踏まえると除灰管理が可能であることから，発生可能性は非常に稀であり，有意な頻度又は影響のある事
故シーケンスの要因にはなりえないと考えられるため，考慮すべき起因事
象としては選定不要であると判断した。

④降下火砕物に付着している腐食成分による化学的影響
降下火砕物が屋外設備に付着することによる腐食については，(3)④のとおり，この損傷・機能喪失モードは考慮しないため，起因事象として特定しない。

⑤降下火砕物の付着による送電線の相間短絡
降下火砕物の影響を受ける可能性がある送受電設備は，発電所内外の広範囲に渡り，全域における管理が困難なことを踏まえると設備等の不具合による外部電源喪失に至るシナリオは考えられるため，起因事象として特
定する。

2.

事故シーケンスの特定
1.にて設計基準を超える火山事象に対し発生可能性のある起因事象として外部電源喪失を特定したが，運転時の内部事象や地震，津波レベル１ＰＲＡにて考慮していることから，追加すべき新しい事故シーケンスではない。
よって，火山の影響を起因とする有意な頻度又は影響のある事故シーケンス
別紙 1−57

は新たに生じないと判断した。

別紙 1−58

補足 1-4
竜巻事象に対する事故シーケンス抽出

1.
(1)

起因事象の特定構築物，系統及び機器（以下「設備等」という。）の損傷・機能喪失モードの抽出
竜巻事象により設備等に発生する可能性のある影響について，国外の評
価事例，国内で発生したトラブル事例も参照し，以下のとおり，損傷・機能喪失モードを抽出した。
①風荷重及び気圧差荷重による建屋や設備等の損傷②飛来物の衝撃荷重による建屋や設備等の損傷③風荷重，気圧差荷重及び飛来物の衝撃荷重を組み合わせた荷重による建屋や設備等の損傷④竜巻により取水口周辺の海に飛散した資機材等による取水口閉塞(2)

評価対象設備の選定(1)で抽出した損傷・機能喪失モードに対し，影響を受ける可能性のある設備等のうち，プラントの運転継続や安全性に影響を及ぼす可能性のある設備等を評価対象設備として選定する。
具体的には，以下に示す建屋，屋外及び屋内設置の設備等を評価対象設
備として選定した。ただし，屋内設備については，飛来物の建屋外壁貫通を考慮すると屋内設備に影響が及ぶ可能性が考えられるため，飛来物が直接衝突する壁は損傷し，そのひとつ内側の壁との間に設置されている設備等を対象とする。

別紙 1−59①風荷重及び気圧差荷重による建屋や設備等の損傷＜建屋＞
・原子炉建屋（原子炉棟，付属棟，廃棄物処理棟）
・タービン建屋＜屋外設備＞
・送受電設備（超高圧開閉所，特別高圧開閉所，変圧器，送電線）
・排気筒
・非常用ガス処理系
・復水貯蔵タンク・非常用ディーゼル発電機の附属設備（排気ファン，吸気フィルタ等）
・残留熱除去系海水系
・高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機用海水系
・非常用ディーゼル発電機用海水系
・補機冷却海水系
・循環水系＜屋内設備＞
・中央制御室換気系②飛来物の衝撃荷重による建屋や設備等の損傷＜建屋＞
・原子炉建屋（原子炉棟，付属棟，廃棄物処理棟）
・タービン建屋＜屋外設備＞
・送受電設備（超高圧開閉所，特別高圧開閉所，変圧器，送電線）
・排気筒
別紙 1−60

・非常用ガス処理系
・復水貯蔵タンク・非常用ディーゼル発電機の附属設備（排気ファン，吸気フィルタ等）
・残留熱除去系海水系
・高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機用海水系
・非常用ディーゼル発電機用海水系
・補機冷却海水系
・循環水系＜屋内設備＞
・原子炉補機冷却系
・非常用ガス処理系
・ほう酸水注入系
・可燃性ガス濃度制御系
・中央制御室換気系
・原子炉建屋換気系隔離弁
・気体廃棄物処理施設
・タービン補機冷却系
・タービン及び発電機
・原子炉補機及びタービン補機冷却系熱交換器，ポンプ・主蒸気管（主蒸気隔離弁以降の配管）③風荷重，気圧差荷重及び飛来物の衝撃荷重を組み合わせた荷重による建屋や設備等の損傷
・①及び②にて選定した設備等

別紙 1−61

④竜巻により取水口周辺の海に飛散した資機材等による取水口閉塞
・取水口

(3)

起因事象になりうるシナリオの選定(1)で抽出した各損傷・機能喪失モードに対して，(2)で選定した評価対象設備への影響を検討の上，発生可能性のあるシナリオを選定した。
①風荷重及び気圧差荷重による建屋や設備等の損傷＜建屋＞
・原子炉建屋
原子炉建屋（原子炉棟，付属棟，廃棄物処理棟）は十分な厚さを有した鉄筋コンクリート造であり，風荷重よりも大きい地震荷重に対して設計されていることから，極めて発生することが稀な設計基
準を超える風荷重を想定しても建屋の頑健性は維持されると考える
ため，シナリオの選定は不要である。
また，風荷重に加えて気圧差荷重が作用した場合であっても，風
荷重と気圧差荷重を組み合わせた荷重は，原子炉建屋設計時の地震荷重よりも小さく，建屋の頑健性は維持されると考えるため，シナリオの選定は不要である。
ただし，原子炉建屋外側ブローアウトパネルは建屋内外の差圧による開放に至る場合に「計画外停止」に至るシナリオを選定する。
・タービン建屋
タービン建屋については，建屋上層部は鉄骨造である。万が一，
風荷重及び気圧差荷重による破損に至るような場合に，建屋最上階に設置しているタービンや発電機に影響が及び，「非隔離事象」に至るシナリオ
別紙 1−62また，タービン補機冷却系サージタンクに影響が及び，「タービン・サポート系故障」に至るシナリオ＜屋外設備＞
・送受電設備（超高圧開閉所，特別高圧開閉所，変圧器，送電線）
風荷重及び気圧差荷重により超高圧開閉所，特別高圧開閉所，変圧器又は送電線に影響が及び「外部電源喪失」に至るシナリオ
・排気筒
排気筒は風荷重に対して裕度を持った設計がなされていることから，発生することが極めて稀な設計基準を超える風荷重を想定しても排気筒の頑健性は維持されると考えるため，シナリオの選定は不要である。
・非常用ガス処理系
非常用ガス処理系排気筒及び配管は風荷重に対して裕度を持った設計がなされていることから，発生することが極めて稀な設計基準を超える風荷重を想定しても非常用ガス処理系排気筒及び配管の頑健性は維持されると考えるため，シナリオの選定は不要である。
・復水貯蔵タンク
風荷重及び気圧差荷重により復水貯蔵タンクが損傷した場合，補給水系の喪失により「計画外停止」に至るシナリオ
・非常用ディーゼル発電機の附属機器
風荷重により非常用ディーゼル発電機の附属機器が損傷した場合，
非常用ディーゼル発電機の機能喪失，仮に外部電源喪失の同時発生を想定した場合，「全交流動力電源喪失」に至るシナリオ
・残留熱除去系海水系
風荷重により残留熱除去系海水系が損傷した場合，残留熱除去系
別紙 1−63海水系の機能喪失による「最終ヒートシンク喪失」に至るシナリオ
・高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機用海水系
風荷重により高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機用海水系が損傷した場合，高圧炉心スプレイ系の機能喪失による「計画外停止」に至るシナリオ・非常用ディーゼル発電機用海水系
風荷重により非常用ディーゼル発電機用海水系が損傷した場合，
非常用ディーゼル発電機の機能喪失，仮に外部電源喪失の同時発生を想定した場合，「全交流動力電源喪失」に至るシナリオ
・補機冷却系海水系
風荷重により補機冷却海水系が損傷した場合，タービン補機冷却系喪失による「タービン・サポート系故障」に至るシナリオ
・循環水系
風荷重により循環水系が損傷した場合，復水器真空度喪失による「隔離事象」に至るシナリオ＜屋内設備＞
・中央制御室換気系は，原子炉建屋（付属棟）内に設置されており風荷重の影響を受けないが，気圧差荷重によりダクト，ファン，ダンパ
等の損傷が考えられる。中央制御室換気系が損傷した場合，中央制御
室換気系が機能喪失し，「計画外停止」に至るシナリオ
なお，それらの設備の損傷により中央制御室の換気が困難になった
場合，中央制御室の温度が上昇するが，即，中央制御室の機器へ影響が及ぶことはなく，また，竜巻の影響は瞬時であり，竜巻襲来後の対応は十分可能であるため計測・制御系喪失により制御不能に至るシナリオの選定は不要である。
別紙 1−64

②飛来物の衝撃荷重による建屋や設備等の損傷
建屋及び屋内外設備に対する飛来物の衝撃荷重により発生可能性のあるシナリオは以下のとおり。
＜建屋＞
飛来物が建屋外壁を貫通することにより，屋内設備に波及的影響を及ぼすことが考えられるが，発生可能性のあるシナリオについては，＜屋内設備＞で選定する。
＜屋外設備＞
・送受電設備（超高圧開閉所，特別高圧開閉所，変圧器，送電線）
風荷重により発生可能性のあるシナリオと同様
・排気筒
飛来物による衝突荷重により排気筒が損傷した場合，「隔離事象」に至るシナリオ・非常用ガス処理系
飛来物による衝突荷重により非常用ガス処理系排気筒及び配管が損傷した場合，「計画外停止」に至るシナリオ
・復水貯蔵タンク
風荷重により発生可能性のあるシナリオと同様
・非常用ディーゼル発電機の附属機器
風荷重により発生可能性のあるシナリオと同様
・残留熱除去系海水系
風荷重により発生可能性のあるシナリオと同様
・高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機用海水系
風荷重により発生可能性のあるシナリオと同様

別紙 1−65

・非常用ディーゼル発電機用海水系
風荷重により発生可能性のあるシナリオと同様
・補機冷却海水系
風荷重により発生可能性のあるシナリオと同様
・循環水系
風荷重により発生可能性のあるシナリオと同様＜屋内設備＞
・原子炉建屋（原子炉棟）に設置している原子炉補機冷却系サージタ
ンクに建屋外壁を貫通した飛来物が衝突した場合，原子炉補機冷却系が機能喪失することによる「隔離事象」に至るシナリオ，非常用
ガス処理系に建屋外壁を貫通した飛来物が衝突して機能喪失した場
合，「計画外停止」に至るシナリオ，ほう酸水注入系に建屋外壁を貫通した飛来物が衝突して機能喪失した場合，「計画外停止」に至るシ
ナリオ，可燃性ガス濃度制御系に建屋外壁を貫通した飛来物が衝突して機能喪失した場合，「計画外停止」に至るシナリオ
・原子炉建屋（付属棟）に設置している中央制御室換気系に建屋外壁を貫通した飛来物が衝突した場合，中央制御室換気系が機能喪失す
ることによる「計画外停止」に至るシナリオ，原子炉建屋給気隔離
弁に建屋外壁を貫通した飛来物が衝突した場合，原子炉建屋換気系
隔離弁が機能喪失することによる「計画外停止」に至るシナリオ
・原子炉建屋（廃棄物処理棟）に設置している気体廃棄物処理施設に建屋外壁を貫通した飛来物が衝突した場合，気体廃棄物処理系が機能喪失することによる「隔離事象」に至るシナリオ，原子炉建屋排気隔離弁に建屋外壁を貫通した飛来物が衝突した場合，原子炉建屋
換気系隔離弁が機能喪失することによる「隔離事象」に至るシナリ
別紙 1−66

オ・タービン建屋に設置しているタービンや発電機，タービン補機冷却系サージタンクに建屋外壁を貫通した飛来物が衝突した場合，「 非隔離事象」に至るシナリオ，タービン補機冷却系が機能喪失することによる「タービン・サポート系故障」に至るシナリオ，原子炉補機
冷却系熱交換器又はポンプに建屋外壁を貫通した飛来物が衝突した
場合，「隔離事象」に至るシナリオ，タービン補機冷却系熱交換器又はポンプに建屋外壁を貫通した飛来物が衝突した場合，「タービン・
サポート系故障」に至るシナリオ，主蒸気管に建屋外壁を貫通した
飛来物が衝突した場合，「隔離事象」に至るシナリオ③風荷重，気圧差荷重及び飛来物の衝撃荷重を組み合わせた荷重による建屋や設備等の損傷
建屋及び屋内外設備に対する組合せ荷重により発生可能性のあるシナ
リオについては，①，②に包絡される。

④竜巻により取水口周辺の海に飛散した資機材等による取水口閉塞
竜巻により資機材，車両等が飛散した取水口周辺の海に入り取水口を閉塞させる可能性があるが，取水口は呑み口が広く，閉塞させるほどの資機材や車両等の飛散は考えられないことから考慮不要とする。

(4)

起因事象の特定(3)で選定した各シナリオについて，想定を超える風荷重，気圧差荷重及び飛来物の衝撃荷重に対しての裕度評価（起因事象発生可能性評価）を実施し，事故シーケンスグループ抽出に当たって考慮すべき起因事象の特定
別紙 1−67

を行った。
①風荷重及び気圧差荷重による建屋や設備等の損傷＜建屋＞
建屋内外差圧の発生に伴う原子炉建屋外側ブローアウトパネルの開放による計画外停止に至るシナリオは考えられるため，起因事象として特定する。
タービン建屋上層部は鉄骨造であり，風荷重に対して設計上の配慮はなされているものの，想定を超える風荷重が建屋に作用した場合，建屋が損傷してタービン，発電機及びタービン補機冷却系サージタンクに影響を及ぼす可能性は否定できず，タービン建屋損傷に伴う非隔離事象，
タービン・サポート系故障に至るシナリオは考えられるため，起因事象として特定する。
＜屋外設備＞
超高圧開閉所や送受電設備が損傷した場合，風荷重に対して設計上の配慮はなされているものの，想定を超える風荷重に対しては発生を否定できないため，超高圧開閉所や送受電設備の損傷に伴う外部電源喪失に至るシナリオは考えられるため，起因事象として特定する。
復水貯蔵タンクが損傷した場合，補給水系が喪失し，計画外停止に至るシナリオは考えられるため，起因事象として特定する。
非常用ディーゼル発電機の附属機器が損傷した場合，非常用ディーゼ
ル発電機の機能喪失，また，外部電源喪失の同時発生による全交流動力
電源喪失に至るシナリオは考えられるため，起因事象として特定する。
残留熱除去系海水系が損傷した場合，残留熱除去系の機能喪失による最終ヒートシンク喪失に至るシナリオは考えられるため，起因事象として特定する。
別紙 1−68

高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機用海水系が損傷した場合，高圧
炉心スプレイ系の機能喪失による計画外停止に至るシナリオは考えられるため，起因事象として特定する。
非常用ディーゼル発電機用海水系が損傷した場合，非常用ディーゼル
発電機の機能喪失，また，外部電源喪失の同時発生による全交流動力電
源喪失に至るシナリオは考えられるため，起因事象として特定する。
補機冷却海水系が損傷した場合，タービン補機冷却系喪失によるター
ビン・サポート系故障に至るシナリオは考えられるため，起因事象として特定する。
循環水系が損傷した場合，復水器真空度喪失に伴う隔離事象に至るシ
ナリオは考えられるため，起因事象として特定する。
＜屋内設備＞
中央制御室換気系が損傷した場合，中央制御室換気系が機能喪失し，計画外停止に至るシナリオは考えられるため，起因事象として特定する。

②飛来物の衝撃荷重による建屋や設備等の損傷＜建屋＞
原子炉建屋，タービン建屋は，飛来物が建屋を貫通することにより，屋内設備に波及的影響を及ぼすが，＜屋内設備＞として起因事象を特定する。
＜屋外設備＞
超高圧開閉所や送電線が飛来物により損傷した場合，(4)①と同様に送受電設備の損傷に伴う外部電源喪失に至るシナリオは考えられるため，起因事象として特定する。
排気筒が飛来物により損傷した場合，気体廃棄物処理系の機能喪失に
別紙 1−69

伴う隔離事象に至るシナリオは考えられるため，起因事象として特定する。
非常用ガス処理系排気筒及び配管が飛来物により損傷した場合，非常用ガス処理系の機能喪失による計画外停止に至るシナリオは考えられる
ため，起因事象として特定する。
復水貯蔵タンクが飛来物により損傷した場合，(4)①と同様に補給水系が喪失し，計画外停止に至るシナリオは考えられるため，起因事象として特定する。
非常用ディーゼル発電機の附属機器が飛来物により損傷した場合，(4)①と同様に非常用ディーゼル発電機の機能喪失，また，外部電源喪失の同時発生による全交流動力電源喪失に至るシナリオは考えられるため，起因事象として特定する。
残留熱除去系海水系が飛来物により損傷した場合，(4)①と同様に残留熱除去系の機能喪失による最終ヒートシンク喪失に至るシナリオは考えられるため，起因事象として特定する。
高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機用海水系が飛来物により損傷した場合，(4)①と同様に高圧炉心スプレイ系の機能喪失による計画外停止に至るシナリオは考えられるため，起因事象として特定する。
非常用ディーゼル発電機用海水系が飛来物により損傷した場合，(4)①と同様に非常用ディーゼル発電機の機能喪失，また，外部電源喪失の同時発生による全交流動力電源喪失に至るシナリオは考えられるため，起因事象として特定する。
補機冷却海水系が飛来物により損傷した場合，(4)①と同様にタービン
補機冷却系喪失によるタービン・サポート系故障に至るシナリオは考えられるため，起因事象として特定する。
別紙 1−70

循環水系が飛来物により損傷した場合，(4)①と同様に復水器真空度喪
失に伴う隔離事象に至るシナリオは考えられるため，起因事象として特定する。
＜屋内設備＞
飛来物が原子炉建屋へ衝突し，貫通した場合，屋内設備の損傷の可能性を否定できないことから，原子炉補機冷却系の機能喪失に伴う隔離事
象，非常用ガス処理系の機能喪失に伴う計画外停止，ほう酸水注入系の機能喪失に伴う計画外停止，可燃性ガス濃度制御系の機能喪失に伴う計画外停止，中央制御室換気系の機能喪失に伴う計画外停止，原子炉建屋
換気系隔離弁の機能喪失に伴う計画外停止，気体廃棄物処理系の機能喪失に伴う隔離事象に至るシナリオは考えられるため，起因事象として特定する。
飛来物がタービン建屋へ衝突，貫通した場合，(4)①と同様にタービン，
発電機の損傷に伴う非隔離事象，タービン補機冷却系の損傷に伴うター
ビン・サポート系故障，原子炉補機冷却系の損傷に伴う隔離事象，主蒸
気管の損傷に伴う隔離事象に至るシナリオは考えられるため，起因事象として特定する。

③風荷重，気圧差荷重及び飛来物の衝撃荷重を組み合わせた荷重による建屋や設備等の損傷(3)③のとおり，建屋及び屋内外設備に対する組合せ荷重により発生可能性のあるシナリオについては，①，②に包絡されるため，起因事象として特定不要であると判断した。

別紙 1−712.

事故シーケンスの特定
1.にて設計基準を超える竜巻事象に対し発生可能性のある起因事象として以下を選定した。
・原子炉建屋外側ブローアウトパネルの開放に伴う計画外停止
・原子炉補機冷却系の損傷に伴う隔離事象
・非常用ガス処理系の損傷に伴う計画外停止
・ほう酸水注入系の損傷に伴う計画外停止
・可燃性ガス濃度制御系の損傷に伴う計画外停止
・中央制御室換気系の機能喪失に伴う計画外停止
・原子炉建屋換気系隔離弁の機能喪失に伴う計画外停止
・気体廃棄物処理系の機能喪失に伴う隔離事象
・タービン，発電機の損傷に伴う非隔離事象
・タービン補機冷却系の損傷に伴うタービン・サポート系故障
・主蒸気系の損傷に伴う隔離事象
・送電線の損傷に伴う外部電源喪失
・排気筒の損傷に伴う隔離事象
・復水貯蔵タンクの損傷に伴う計画外停止
・非常用ディーゼル発電機の附属機器の損傷，かつ外部電源喪失の同時発生に伴う全交流動力電源喪失
・残留熱除去系海水系の損傷に伴う最終ヒートシンク喪失
・高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機用海水系の損傷に伴う計画外停止
・非常用ディーゼル発電機用海水系の損傷，かつ外部電源喪失の同時発生に伴う全交流動力電源喪失
・補機冷却海水系の損傷に伴うタービン・サポート系故障
別紙 1−72

・循環水系の損傷に伴う隔離事象
上記起因事象については，いずれも運転時の内部事象や地震，津波レベル
１ＰＲＡにて考慮していることから，追加すべき新しい事故シーケンスではない。
よって，竜巻を起因とする有意な頻度又は影響のある事故シーケンスは新たに生じないと判断した。

別紙 1−73

補足 1-5
森林火災事象に対する事故シーケンス抽出

1.
(1)

起因事象の特定構築物，系統及び機器（以下「設備等」という。）の損傷・機能喪失モードの抽出
森林火災により設備等に発生する可能性のある影響について，国外の評
価事例，国内で発生したトラブル事例も参照し，以下のとおり，損傷・機能喪失モードを抽出した。
①輻射熱による建屋や設備等への損傷②ばい煙による設備等の閉塞(2)

評価対象設備の選定(1)で抽出した損傷・機能喪失モードに対し，影響を受ける可能性のある設備等のうち，プラントの運転継続や安全性に影響を及ぼす可能性のある設備等を評価対象設備として選定する。
具体的には，以下に示す建屋及び屋外設置の設備等を評価対象設備として選定した。
①輻射熱による建屋や設備等への損傷＜建屋＞
・原子炉建屋（原子炉棟，付属棟，廃棄物処理棟）
・タービン建屋＜屋外設備＞
・送受電設備（超高圧開閉所，特別高圧開閉所，変圧器）
・復水貯蔵タンク・非常用ディーゼル発電機の附属設備（排気ファン，吸気フィルタ等）
別紙 1−74

・排気筒
・非常用ガス処理系
・残留熱除去系海水系
・高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機用海水系
・非常用ディーゼル発電機用海水系
・補機冷却海水系
・循環水系②ばい煙による設備等の閉塞・非常用ディーゼル発電機の附属設備（吸気フィルタ等）
・中央制御室換気系
・残留熱除去系海水系（モータ）・高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機用海水系（モータ）・非常用ディーゼル発電機用海水系（モータ）・補機冷却海水系（モータ）・循環水系（モータ）・中央制御室換気系(3)

起因事象になりうるシナリオの選定(1)項で抽出した各損傷・機能喪失モードに対して，(2)項で選定した評
価対象設備への影響を検討の上，発生可能性のあるシナリオを選定した。
①輻射熱による建屋や設備等への損傷＜建屋＞
森林火災の輻射熱による建屋への影響については，想定しうる最大の火災影響評価において，防火帯外縁（火炎側）から十分な離隔距離があ
別紙 1−75

ることを考慮すると，建屋の許容温度を下回り，建屋が損傷することはない。また，森林火災の輻射熱による建屋影響について，24 時間駐在している自衛消防隊による早期の消火活動も可能であり，森林火災に対する影響緩和策を講じることができることから，シナリオの選定は不要である。
＜屋外設備＞
・送受電設備（超高圧開閉所，特別高圧開閉所，変圧器）
森林火災の輻射熱により送受電設備が損傷した場合，「 外部電源喪失」に至るシナリオ
なお，送受電設備への影響については，想定しうる最大の火災影
響評価において，防火帯外縁（火炎側）から十分な離隔距離があることを考慮すると，敷地内の送受電設備が損傷することはない。また，森林火災の輻射熱による影響について，24 時間駐在している自衛消防隊による早期の消火活動も可能であり，森林火災に対する影響緩和策を講じることができる。
・復水貯蔵タンク
森林火災の輻射熱による復水貯蔵タンクへの影響については，想定しうる最大の火災影響評価において，防火帯外縁（火炎側）から十分な離隔距離があることを考慮すると，復水貯蔵タンク水の最高
使用温度を下回り，タンクが損傷することはない。また，森林火災の輻射熱による影響について，24 時間駐在している自衛消防隊による早期の消火活動も可能であり，森林火災に対する影響緩和策を講じることができることから，シナリオの選定は不要である。
・非常用ディーゼル発電機の附属設備
森林火災の輻射熱による非常用ディーゼル発電機の附属設備への別紙 1−76

影響については，想定しうる最大の火災影響評価において，防火帯
外縁（火炎側）から十分な離隔距離があることを考慮すると，非常用ディーゼル発電機の附属設備が受ける輻射強度は低いため，非常用ディーゼル発電機の附属設備が損傷することはない。また，森林
火災の輻射熱による影響について，24 時間駐在している自衛消防隊
による早期の消火活動も可能であり，森林火災に対する影響緩和策を講じることができることから，シナリオの選定は不要である。
・排気筒
森林火災の輻射熱による排気筒への影響については，想定しうる最大の火災影響評価において，防火帯外縁（火炎側）から十分な離隔距離があることを考慮すると，排気筒が受ける輻射強度は低いた
め，排気筒が損傷することはない。また，森林火災の輻射熱による影響について，24 時間駐在している自衛消防隊による早期の消火活動も可能であり，森林火災に対する影響緩和策を講じることができることから，シナリオの選定は不要である。
・非常用ガス処理系
森林火災の輻射熱による非常用ガス処理系排気筒及び配管への影
響については，想定しうる最大の火災影響評価において，防火帯外縁（火炎側）から十分な離隔距離があることを考慮すると，非常用ガス処理系排気筒及び配管が受ける輻射強度は低いため，非常用ガ
ス処理系排気筒及び配管が損傷することはない。また，森林火災の輻射熱による影響について，24 時間駐在している自衛消防隊による早期の消火活動も可能であり，森林火災に対する影響緩和策を講じることができることからシナリオの選定は不要である。
・残留熱除去系海水系／高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機用海水別紙 1−77

系／非常用ディーゼル発電機用海水系／補機冷却海水系／循環水系（以下「海水系」という。）
森林火災の輻射熱による海水系への影響については，想定しうる最大の火災影響評価において，防火帯外縁（火炎側）から十分な離隔距離があることを考慮すると，海水系が受ける輻射強度は低いため，海水系が損傷することはない。また，森林火災の輻射熱による影響について，24 時間駐在している自衛消防隊による早期の消火活動も可能であり，森林火災に対する影響緩和策を講じることができることから，シナリオの選定は不要である。

②ばい煙による設備等の閉塞・非常用ディーゼル発電機の附属設備（吸気フィルタ等）の閉塞
非常用ディーゼル発電機を構成する機器の間隙は，ばい煙の粒径より広いことから閉塞し難いため，シナリオの選定は不要である。
・非常用ディーゼル発電機の附属設備（吸気フィルタ等）の閉塞
森林火災で発生するばい煙の非常用ディーゼル発電機吸気フィル
タへの吸込みによりフィルタが閉塞した場合でも，フィルタの取替
え及び清掃が可能であることからシナリオの選定は不要である。
・海水系ポンプモータ空気冷却器給気口の閉塞
海水系ポンプモータは外気を取込まない構造であり，また，空冷モータの冷却流路の口径は，ばい煙の粒径より広いことから閉塞し難いため，シナリオの選定は不要である。
・中央制御室換気系の閉塞
森林火災で発生するばい煙の中央制御室換気系吸気口への吸込みによりフィルタが閉塞した場合でも，フィルタの取替え及び清掃が別紙 1−78

可能であることからシナリオの選定は不要である。

(4)

起因事象の特定(3)で選定した各シナリオについて，森林火災に対しての裕度評価（起因事象発生可能性評価）を実施し，事故シーケンスグループ抽出に当たって考慮すべき起因事象の特定を行った。
①輻射熱による建屋や設備等への損傷＜建屋＞
森林火災の輻射熱による各建屋の損傷については，(3)①のとおり，考慮すべき起因事象としては特定不要であると判断した。
＜屋外設備＞
森林火災の輻射熱により送電線が損傷する可能性が否定できないため，送電線の損傷に伴う外部電源喪失に至るシナリオは考えられるため，起因事象として特定する。その他の屋外設備についての損傷のシナリオについては，(3)①及び(3)②のとおり，考慮すべき起因事象としては特定不要であると判断した。

②ばい煙等による設備等の閉塞
森林火災のばい煙等による設備等の閉塞については，(3)②のとおり，考慮すべき起因事象としては特定不要であると判断した。

2.

事故シーケンスの特定
1.にて森林火災に対し発生可能性のある起因事象として外部電源喪失を特定したが，運転時の内部事象や地震，津波レベル１ＰＲＡにて考慮している
ことから，追加すべき新しい事故シーケンスではない。
別紙 1−79よって，森林火災を起因とする有意な頻度又は影響のある事故シーケンスは新たに生じないと判断した。

別紙 1−80

補足 1-6
落雷事象に対する事故シーケンス抽出1．起因事象の特定(1)

構築物，系統及び機器（以下「設備等」という。）の損傷・機能喪失モードの抽出
落雷事象により設備等に発生する可能性のある影響について，国外の評価事例，国内で発生したトラブル事例も参照し，以下のとおり，損傷・機能喪失モードを抽出した。
① 屋内外計測制御設備に発生するノイズ② 直撃雷による設備損傷③ 誘導雷サージによる電気盤内の回路損傷(2)

評価対象設備の選定(1)で抽出した損傷・機能喪失モードに対し，影響を受ける可能性のある設備等のうち，プラントの運転継続や安全性に影響を及ぼす可能性のある設備等を評価対象設備として選定する。
具体的には，以下に示す屋内設置の設備及び屋外設置の設備を評価対象設備として選定した。
①屋内外計測制御設備に発生するノイズ・計測制御系②直撃雷による設備損傷
・外部電源系・残留熱除去系海水系
・高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機用海水系
別紙 1−81

・非常用ディーゼル発電機用海水系
・補機冷却海水系
・循環水系③誘導雷サージによる電気盤内の回路損傷・計測制御系(3)

起因事象になりうるシナリオの選定(1)で抽出した各損傷・機能喪失モードに対して，(2)で選定した評価対象設備への影響を検討の上，発生可能性のあるシナリオを選定した。
①屋内外計測制御系設備に発生するノイズ・計測制御系
ノイズにより安全保護回路が誤動作した場合，「隔離事象」又は「原子炉緊急停止系誤動作」に至るシナリオ
ノイズにより安全保 護回路以外の計 測制 御系が誤動作した場 合，「非隔離事象」，「全給水喪失」又は「水位低下事象」に至るシナリオ②直撃雷による設備損傷
・外部電源系
直撃雷により外部電源系が損傷した場合，外部電源系の機能喪失による「外部電源喪失」に至るシナリオ
・残留熱除去系海水系
直撃雷により残留熱除去系海水系が損傷した場合，残留熱除去系海水系の機能喪失による「最終ヒートシンク喪失」に至るシナリオ

別紙 1−82

・高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機用海水系
直撃雷により高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機用海水系が損傷した場合，高圧炉心スプレイ系の機能喪失による「計画外停止」に至るシナリオ・非常用ディーゼル発電機用海水系
直撃雷により非常用ディーゼル発電機用海水系が損傷した場合，非常用ディーゼル発電機の機能喪失，外部電源喪失の同時発生を想定した場合，「全交流動力電源喪失」に至るシナリオ
・補機冷却海水系
直撃雷により補機冷却海水系が損傷した場合，タービン補機冷却系喪失による「タービン・サポート系故障」に至るシナリオ
・循環水系
直撃雷により循環水系が損傷した場合，復水器真空度喪失による「隔離事象」に至るシナリオ③誘導雷サージによる電気盤内の回路損傷・計測制御系
誘導雷サージにより計測制御系が損傷した場合，計測・制御系喪失により制御不能に至るシナリオ(4)

起因事象の特定(3)で選定した各シナリオについて，想定を上回る落雷に対する起因事
象発生可能性評価を実施し，事故シーケンスグループ抽出に当たって考慮
すべき起因事象の特定を行った。

別紙 1−83

①屋内外計測制御設備に発生するノイズ
落雷によって安全保護回路に発生するノイズの影響により誤動作する可能性を否定出来ず，隔離事象又は原子炉緊急停止系誤動作に至るシ
ナリオは考えられるため，起因事象として特定する。
また，落雷によって安全保護回路以外の計測制御系に発生するノイズの影響により誤動作する可能性を否定出来ず，非隔離事象，全給水喪失
又は水位低下事象に至るシナリオは考えられるため，起因事象として特定する。
なお，上記事象以外の誤動作（ポンプの誤起動等）については，設備の機能喪失には至らず，かつ復旧についても容易であることから，起因事象としては特定しない。

②直撃雷による設備損傷
外部電源系に過渡な電流が発生した場合，機器には雷サージの影響を緩和するため保安器が設置されているが，落雷が発生した場合，外部電源喪失に至るシナリオは考えられるため，起因事象として特定する。
残留熱除去系海水系は，避雷設備の効果を期待できるが，海水ポンプ
モータ部に関しては落雷によって機能喪失する可能性を否定出来ない。
また，区分分離が実施された複数の系統に期待できるが，同時に機能喪失することを保守的に考慮し，最終ヒートシンク喪失に至るシナリオは考えられるため起因事象として特定する。
高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機用海水系は，避雷設備の効果を期待できるが，海水ポンプモータ部に関しては落雷によって機能喪失する可能性を否定出来ないことから，計画外停止に至るシナリオは考えられるため起因事象として特定する。
別紙 1−84非常用ディーゼル発電機用海水系は，避雷設備の効果を期待できるが，海水ポンプモータ部に関しては落雷によって機能喪失する可能性を否定出来ない。また，区分分離が実施された複数の系統に期待できるが，同時に機能喪失することを保守的に考慮し，全交流動力電源喪失に至るシナリオは考えられるため起因事象として特定する。
補機冷却海水系は，避雷設備の効果を期待できるが，海水ポンプモータ部に関しては落雷によって機能喪失する可能性を否定出来ない。また，
区分分離が実施された複数の系統に期待できるが，同時に機能喪失することを保守的に考慮し，タービン・サポート系故障に至るシナリオは考えられるため起因事象として特定する。
循環水ポンプモータ部に関しては落雷によって機能喪失する可能性を否定出来ないため，隔離事象に至るシナリオは考えられるため起因事
象として特定する。

③誘導雷サージによる電気盤内の回路損傷
落雷による誘導雷サージを接地網に効果的に導くことが出来ない場
合には，電気盤内の絶縁耐力が低い回路が損傷し，原子炉施設の安全保護系機能が喪失する。しかし，安全保護回路はシールド付きケーブルを使用し，屋内に設置されているため，損傷に至る有意なサージの侵入はないものと判断されることから，考慮すべき起因事象としては特定不要であると判断した。
なお，安全保護回路以外の計測制御系は，誘導雷サージの影響により損傷し，安全保護回路以外の計測・制御系喪失により制御不能に至る可能性を否定出来ない。制御不能となった場合は，非隔離事象，全給水喪
失又は水位低下事象に至る可能性は考えられるため，起因事象として特別紙 1−85

定する。

2.

事故シーケンスの特定
1.にて設計基準を超える落雷事象に対し発生可能性のある起因事象として以下を特定した。
・安全保護回路に発生するノイズの影響に伴う隔離事象又は原子炉緊急停
止系誤動作
・安全保護回路以外の計測制御系に発生するノイズの影響に伴う非隔離事
象，全給水喪失又は水位低下事象
・外部電源系の損傷に伴う外部電源喪失
・残留熱除去系海水系の損傷に伴う最終ヒートシンク喪失
・高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機用海水系の損傷に伴う計画外停止
・非常用ディーゼル発電機用海水系の損傷，かつ外部電源喪失の同時発生
による全交流動力電源喪失
・補機冷却海水系の損傷に伴うタービン・サポート系故障
・循環水系の損傷に伴う隔離事象
・安全保護回路以外の計測制御系の損傷に伴う非隔離事象，全給水喪失又は水位低下事象
上記起因事象については，いずれも運転時の内部事象や地震，津波レベル
１ＰＲＡにて考慮していることから，追加すべき新しい事故シーケンスではない。
よって，落雷を起因とする有意な頻度又は影響のある事故シーケンスは新たに生じないと判断される。

別紙 1−86

起因事象の発生が考えられるその他の自然現象と起因事象発生時の対応

積雪

外部電源喪失送電線や碍子へ着雪することによって相間短絡を起こすことによる外部電源喪失

建屋内の機器には影響しないものと考えられる。
建屋外の機器には積雪による影響が生じる可能性が考えられる。

火 山 の 影響

外部電源喪失送 電 線 や 碍 子 へ 降 下 火 砕 物 が 付 着 し ，水 分を吸収することによって相間短絡を起こすことによる外部電源喪失

建屋内の機器には影響しないものと考えられる。
建屋外の機器には降下火砕物の堆積による影響が生じる可能性が考えられる。

竜巻

計画外停止

気 圧 差 荷 重 や ，飛 来 物 の 衝 突 に よ る 原 子 炉
建 屋 ブ ロ ー ア ウ ト パ ネ ル の 開 放 や ，非 常 用
ガス処理系等の損傷に伴う計画外停止
風 荷 重 や ，飛 来 物 の 衝 突 に よ る タ ー ビ ン や発電機の損傷に伴う非隔離事象
風 荷 重 や ，飛 来 物 の 衝 突 に よ る タ ー ビ ン 補機冷 却 系の 損傷 に伴 う タービン・サポ ート
系故障
風 荷 重 や ，飛 来 物 の 衝 突 に よ る 循 環 水 ポ ン
プ等の損傷に伴う隔離事象
風 荷 重 や ，飛 来 物 の 衝 突 に よ る 外 部 電 源 系の損傷に伴う外部電源喪失
風 荷 重 や ，飛 来 物 の 衝 突 に よ る 非 常 用 デ ィー ゼ ル 発 電 機 の 機 能 喪 失 ，及 び 外 部 電 源 喪
失の同時発生による全交流動力電源喪失
風 荷 重 や ，飛 来 物 の 衝 突 に よ る 残 留 熱 除 去系海水系の損傷による最終ヒートシンク
喪失

建 屋 内 の 機 器 の う ち ，飛 来 物 が 直 接 衝 突する十分な厚さを有した外壁とひとつ
内側の頑健性のある壁との間に設置されている機器以外には影響ないものと考えられる。
建屋外の機器には風荷重や飛来物の衝突による影響が生じる可能性が考えられる。

別紙 1−87

非隔離事象
タービン・サポート系故障隔離事象
外部電源喪失全交流動力電源喪失
最終ヒートシンク喪失

起因事象の発生シナリオ

想定される他の緩和系設備への影響

緩和系設備の機能喪失への対応

送電線や碍子へ着氷することによって相間短絡を起こすことによる外部電源喪失

建屋内の機器には影響しないものと考えられる。
建屋外の機器には低温による影響が生じる可能性が考えられる。

建屋内の機器には影響しないものと考え
ら れ る こ と か ら ，必 要 な 緩 和 機 能 は 維 持 できるものと考えられる。
建 屋 外 の 機 器 に 対 し て も ，凍 結 防 止 対 策 により機能を維持できるものと考えられる。
建屋内の機器には影響しないものと考え
ら れ る こ と か ら ，必 要 な 緩 和 機 能 は 維 持 できるものと考えられる。
建 屋 外 の 機 器 に 対 し て も ，除 雪 等 の 対 応 により機能を維持できるものと考えられる。
建屋内の機器には影響しないものと考え
ら れ る こ と か ら ，必 要 な 緩 和 機 能 は 維 持 できるものと考えられる。
建 屋 外 の 機 器 に 対 し て も ，除 灰 等 の 対 応 により機能を維持できるものと考えられる。
建 屋 内 の 機 器 の う ち ，飛 来 物 が 直 接 衝 突 す
る十分な厚さを有した壁とひとつ内側の頑健性のある壁との間に設置されている機器以外には影響ないものと考えられる
こ と か ら ，必 要 な 緩 和 機 能 は 維 持 で き る ものと考えられる。
建 屋 外 の 機 器 に 対 し て も ，竜 巻 の 局 所 性 を考慮して位置的分散を図ること及び竜巻防護設備を設置することにより建屋外の機器に期待できるものと考えられる。

補足 1-7

凍結

考慮対象とした起因事象
外部電源喪失

自然現象

森林火災

考慮対象とした起因事象
外部電源喪失

落雷

隔離事象

自然現象

原子炉緊急停止系誤動作等非隔離事象

別紙 1−88

全給水喪失
水位低下事象外部電源喪失最終ヒートシンク喪失
計画外停止
全交流動力電源喪失
タービン・サポート系故障起因事象の発生シナリオ

想定される他の緩和系設備への影響

緩和系設備の機能喪失への対応

送電線の輻射熱による損傷に伴う外部電源喪失

建屋内の機器には影響しないものと考えられる。
建屋外の機器には輻射熱による影響が生じる可能性が考えられる。

安全保護回路に発生するノイズの影響や直撃雷による循環水系の損傷に伴う隔離事象
安全保護回路に発生するノイズの影響に伴う原子炉緊急停止系誤動作
安全保護回路以外の計測制御系に発生するノイズの影響に伴う非隔離事象
安全保護回路以外の計測制御系に発生するノイズの影響に伴う全給水喪失
安全保護回路以外の計測制御系に発生するノイズの影響に伴う水位低下事象
直撃雷による外部電源系の損傷に伴う外部電源喪失
直撃雷による残留熱除去系海水系の損傷に伴う最終ヒートシンク喪失
直撃雷による高圧炉心スプレイ系発電機
用海水系の損傷に伴う計画外停止
直撃雷による非常用ディーゼル発電機の機 能 喪 失 ，及 び 外 部 電 源 喪 失 の 同 時 発 生 による全交流動力電源喪失
直撃雷による補機冷却海水系の損傷に伴うタービン・サポート系故障

建屋内の機器には影響しないものと考えられる。
建屋外の機器には直撃雷による影響が生じる可能性が考えられる。

建屋内の機器には影響しないものと考え
ら れ る こ と か ら ，必 要 な 緩 和 機 能 は 維 持 できるものと考えられる。
建 屋 外 の 機 器 に 対 し て も ，森 林 火 災 が 拡 大されるまでの時間的余裕が十分にあること か ら ，予 め 散 水 す る 等 の 必 要 な 安 全 措 置を講ずることにより機能を維持できるものと考えられる。
建屋内の機器には影響しないものと考え
ら れ る こ と か ら ，必 要 な 緩 和 機 能 は 維 持 できるものと考えられる。
建 屋 外 の 機 器 に 対 し て も ，落 雷 の 局 所 性 を考慮して位置的分散を図ること及び避雷設備を設置することにより建屋外の機器に期待できるものと考えられる。

過酷な外部人為事象により考え得る起因事象等
設計基準を超える事象の発生を想定した場合の評価

外部人為事象No（色塗り部は 6 条の設設備等の損傷・機能喪失モードの抽出

計基準設定事象）
1

衛星の落下
パイプライン事故

2（ガスなど），パイプ
ライン事故によるサ
イト内爆発等

3

交通事故（化学物質の流出含む）

想定される起因事象等

NUREG や IAEA の SAFETY STANDARDS SERIES でも言及されている様に，有意な発生頻度とはならない。
（10−９/年以下）
荷重
温度
ばい煙，有毒ガス
温度
ばい煙，有毒ガス

荷重（衝突）

爆発（No.12）の評価に包絡される。

荷重（爆風圧）爆発（No.12）の評価に包絡される。

輻射熱

近隣工場等の火災（No.23）の評価に包絡される。

ばい煙による閉塞

近隣工場等の火災（No.23）の評価に包絡される。

ばい煙，有毒ガスの侵入

有毒ガス（No.4）の影響に包絡される。

輻射熱

近隣工場等の火災（No.23）の評価に包絡される。

ばい煙による閉塞

近隣工場等の火災（No.23）の評価に包絡される。

ばい煙，有毒ガスの侵入

有毒ガス（No.4）の評価に包絡される。
鉄道路線，主要道路，航路及び石油コンビナート施設は発電所から十分な離隔距離が確保されて

別紙 1−89

4

有毒ガス

5

タービンミサイル

有毒ガス

有毒ガスの侵入おり，危険物を搭載した車両及び船舶を含む事故等による当該発電所への有毒ガスの影響はない。また，中央制御室換気系においては閉回路循環運転も可能であるため，影響はない。

有意な衝突頻度にならない。
荷重

6

飛来物
（航空機落下）温度
ばい煙，有毒ガス
荷重

7

工業施設又は軍事施
設事故

温度
ばい煙，有毒ガス

荷重（衝突）
荷重（爆風圧）輻射熱
ばい煙による閉塞
ばい煙，有毒ガスの侵入

航空機落下確率評価結果が防護方針の要否判断の基準である 10-7 回／炉年を超えないため，航空機落下による防護設計を必要としない。なお，当該事象が万が一発生した場合には，大規模損壊
及び大規模な火災が発生することを想定し，大規模損壊対策による影響緩和を図ることで対応する。

荷重（衝突）

爆発（No.12）の評価に包絡される。

荷重（爆風圧）爆発（No.12）の評価に包絡される。

輻射熱

近隣工場等の火災（No.23）の評価に包絡される。

ばい煙による閉塞

近隣工場等の火災（No.23）の評価に包絡される。

ばい煙，有毒ガスの侵入

有毒ガス（No.4）の評価に包絡される。
発電所周辺の航路は十分な離隔距離が確保されているが，発電所周辺の航路を通行する輸送船が漂流した場合であっても，輸送船の喫水深さ 11.5m に対して，発電所沖合 900m での水深が11m であることから敷地に到達する可能性は低い。また，喫水の浅い小型船舶の漂流を想定し

8

船舶の衝突

閉塞（海水系）

取水口の閉塞た場合，敷地全面の防波堤に衝突して止まる可能性が高く，取水性に影響はない。
万が一，小型船舶や，港湾内に入港する船舶が事故によってカーテンウォール前面に到達した場合であっても，カーテンウォールにより取水路への侵入は阻害され，取水口のみ口は広く閉塞する可能性は低いことから，取水性に影響はない。

補足 2

過酷な外部人為事象により考え得る起因事象等
設計基準を超える事象の発生を想定した場合の評価

外部人為事象No（色塗り部は 6 条の設設備等の損傷・機能喪失モードの抽出

計基準設定事象）想定される起因事象等
船舶の座礁により重油流出事故が発生した場合であっても，カーテンウォールにより低層から取閉塞（海水系）
8

荷重
自動車又は
船舶の爆発

温度
ばい煙，有毒ガス

10

別紙 1-9011

船舶から放出される固体・液体不純物
水中の化学物質

水することによって，残留熱除去系海水系及び非常用ディーゼル発電機用海水系の取水性に影響
はない。

船舶の衝突
ばい煙，有毒ガス

9

油漏えいによる海水系ストレーナの閉塞

閉塞（海水系）閉塞（海水系）

ばい煙による閉塞

火災（近隣工場等の火災）（No.23）の評価に包絡される。

ばい煙，有毒ガスの侵入

有毒ガス（No.4）の影響に包絡される。

荷重（衝突）

爆発（No.12）の評価に包絡される。

荷重（爆風圧）爆発（No.12）の評価に包絡される。

輻射熱

近隣工場等の火災（No.23）の評価に包絡される。

ばい煙による閉塞

近隣工場等の火災（No.23）の評価に包絡される。

ばい煙，有毒ガスの侵入

有毒ガス（No.4）の評価に包絡される。

固体・液体不純物の放出による海水系ス
トレーナの閉塞
海水中に流出した化学物質による海水系
ストレーナの閉塞

船舶の衝突（船舶事故）（No.8）の評価に包絡される。
船舶の衝突（船舶事故）（No.8）の評価に包絡される。
鹿島臨海地区石油コンビナート等特別防災区域は，東海第二発電所周辺で石油コンビナート等

荷重（衝突）
荷重
12

14
15
16
17

とから，爆発の影響が安全施設の安全機能に及ぼすおそれはない。
発電所周辺で爆発による影響が最も大きいと考えられるＬＮＧ基地（敷地北東方向約 1.5km）で爆発

ばい煙，有毒ガス

13

プラント外での化学物質の流出サイト貯蔵の
化学物質の流出
軍事施設からのミサイル
掘削工事

特別防災区域に指定されている唯一の区域であり，また，発電所から 50km 以上の距離があるこ

閉塞（海水系）荷重（爆風圧）の爆発を想定しても，飛来物及び爆風圧の影響が及ばない離隔距離を確保している。

ばい煙による閉塞

火災（近隣工場等の火災）（No.23）の評価に包絡される。

ばい煙，有毒ガスの侵入

有毒ガス（No.4）の評価に包絡される。

化学物質の流出による海水系ストレーナの閉塞

船舶の衝突（船舶事故）（No.8）の評価に包絡される。

有毒ガス

有毒ガスの侵入有毒ガス（No.4）の評価に包絡される。

有毒ガス

有毒ガスの侵入有毒ガス（No.4）の評価に包絡される。

偶発的なミサイル到達は考え難いため，設備の損傷・機能喪失が発生するシナリオは考え難い。
敷地内で，地面の掘削工事を行う場合は，事前調査で埋設ケーブル・配管位置の確認を行うため，設備の損傷・機能喪失が発生するシナリオは考え難い。
敷地外で，地面の掘削工事を行う場合は，送電鉄塔の損傷の可能性があるが，複数回線が同時に損傷するシナリオは考え難い。

他のユニット温度

輻射熱

近隣工場等の火災（No.23）の評価に包絡される。

からの火災

ばい煙，有毒ガス

ばい煙による閉塞

近隣工場等の火災（No.23）の評価に包絡される。

過酷な外部人為事象により考え得る起因事象等
設計基準を超える事象の発生を想定した場合の評価

外部人為事象No（色塗り部は 6 条の設設備等の損傷・機能喪失モードの抽出

計基準設定事象）

ばい煙，有毒ガスの侵入
18
19

他のユニットからのミサイル

有毒ガス（No.4）の評価に包絡される。

有意なミサイル源はないため，設備の損傷・機能喪失が発生するシナリオは考え難い。

他のユニット

東海発電所分も含めた屋外タンク及び貯槽類からの溢水を想定しても，東海第二発電所の安全施設への影響が無いことを確認したため，他のユニットからの内からの内部溢水

部溢水の影響による設備の損傷・機能喪失が発生するシナリオは考え難い。
サージ及び誘導電流20想定される起因事象等

電磁的障害

電気的影響
過電圧

安全保護回路は，日本工業規格（ＪＩＳ）等に基づき，ラインフィルタや絶縁回路の設置により，サージ・ノイズの侵入を防止するとともに，鋼製筐体や金属シールド付ケーブルの適用により電磁波の侵入を防止する設計としており，安全機能を損なうことはないため，設備の損傷・機能喪失が発生するシナリオは考え難い。
敷地周辺の地形及び上流に位置している久慈川水系の竜神ダムの保有水量から判断して，ダムの

21

ダムの崩壊

浸水

ダムの崩壊による浸水

22

内部溢水

別紙１ 表１に示すとおり。

23

近隣工場等の火災崩壊が発生した場合においても，敷地が久慈川の洪水による被害を受けることはないため，設備の損傷・機能喪失が発生するシナリオは考え難い。

別紙 1-91

温度
ばい煙，有毒ガス

輻射熱

自然現象 森林火災（No.22）の評価に包絡される。

ばい煙による閉塞

自然現象 森林火災（No.22）の評価に包絡される。

ばい煙，有毒ガスの侵入

有毒ガス（No.4）の評価に包絡される。

自然現象の重畳確認結果【凡例】
斜線：以下の理由により，重畳影響考慮不要○東海第二発電所及びその周辺では発生しない（若しくは，発生が極めて稀）と判断した事象○単独事象での評価において設備等への影響がない（若しくは，非常に小さい）事象で，他の事象との重畳を考慮しても明らかに設備等への影響が無いと判断した事象−：各自然現象が重畳した場合でも単独事象同士の影響評価より増長しない，もしくは同時には起こりえない。
Ⅰ：各自然現象から同じ影響がそれぞれ作用し，重ね合わさって増長するケース
Ⅱ：ある自然現象の防護施設が他の自然現象によって機能喪失することにより，影響が増長するケース
Ⅲ-1：他の自然現象の作用により前提条件が変化し，影響が増長するケース
Ⅲ-2：他の自然現象の作用により影響が及ぶようになるケース
主事象
重畳事象
No
1

自然現象
極低温

設備の損傷・機能喪失モード
温度
電気的影響

2

隕石

−

3

降水

浸水

4

河川の迂回

−

5

砂嵐

6

静振

7

地震活動

8

積雪

極低温
設備の損傷・機能
喪失モード

温度

隕石

電気的影響

備考

降水

河川の迂回

浸水
発生しない

砂嵐

静振

閉塞
（吸気等）

浸水

地震活動

土壌の収縮
又は膨張

積雪

渇水

荷重
（地震）

荷重
（堆積）

電気的影響

閉塞
（吸気等）

発生しない

高潮

津波

浸水

荷重
（衝突）

浸水

閉塞
（海水系）

発生しない

屋外機器内部流体の凍結

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

ヒートシンク（海水）の凍結

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

着氷による送電線の相間短絡

−

−

−

−

−

−

Ⅰ

−

−

−

−

−

−

Ⅰ

−

−

−

−

−

Ⅰ

−

Ⅰ

−

−

−

別紙 1−92

降水による設備の浸水

−

−

閉塞
（吸気等）

砂塵，大陸からの黄砂による吸気口の
閉塞

−

−

−

−

−

−

Ⅰ

−

−

−

−

浸水

静振による設備の浸水

−

−

Ⅰ

−

−

−

−

−

Ⅰ

−

Ⅰ

−

渇水

静振による海水の枯渇

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

荷重

荷重（地震）

−

−

Ⅱ

−

−

Ⅱ

Ⅲ-1

−

−

Ⅱ

Ⅰ

Ⅱ

Ⅲ-1

荷重

荷重（堆積）

−

−

Ⅱ

−

−

−

Ⅲ-1

−

Ⅲ-1

−

−

電気的影響

着雪による送電線の相間短絡

−

Ⅰ

−

−

−

−

−

−

−

−

−

閉塞
（吸気等）

給気フィルタ等の閉塞

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

Ⅰ

−

9

土壌の収縮又は膨張

−

10

高潮

浸水

高潮による設備の浸水

−

−

Ⅰ

−

Ⅰ

−

−

−

−

−

荷重

荷重（衝突）

−

−

−

−

−

−

Ⅰ

Ⅲ-1

−

−

浸水

津波による設備の浸水

−

−

Ⅰ

−

Ⅰ

−

Ⅱ

−

−

−

Ⅰ

閉塞
（海水系）

漂流物による取水口，海水ストレーナ
の閉塞

−

−

−

−

−

−

Ⅲ-1

−

−

−

−

荷重

荷重（堆積）

−

−

−

−

−

−

Ⅲ-1

Ⅰ

−

−

−

−

−

−

閉塞
（海水系）

海水系ストレーナの閉塞

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

Ⅰ

閉塞
（吸気等）

給気フィルタ等の閉塞

−

−

−

Ⅰ

−

−

−

−

−

Ⅰ

−

−

−

−

腐食

腐食成分による化学的影響

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

電気的影響

降下火砕物の付着による送電線の相
間短絡

−

Ⅰ

−

−

−

−

−

−

Ⅰ

−

−

−

−

−

波浪・高波による設備の浸水

−

−

Ⅰ

−

Ⅰ

−

−

−

−

−

Ⅰ

−

Ⅰ

−

11

12

津波

火山の影響

13

波浪・高波

浸水

14

雪崩

−

15

生物学的事象

16

海岸浸食

−

17

干ばつ

−

18

洪水

−

19

風（台風）

荷重

20
21

竜巻
濃霧

22

森林火災

23

霜・白霜

−

閉塞
（海水系）

取水口，海水ストレーナの閉塞

−

−

−

−

−

Ⅰ

−

−

−

−

−

−

−

Ⅰ

電気的影響

齧歯類（ネズミ等）によるケーブル類
の損傷

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

Ⅰ

−

−

−

−

−

Ⅰ

−

Ⅰ

−

荷重（風）

Ⅲ-1

−

−

Ⅲ-1

−

−

Ⅰ

−

−

Ⅲ-1

−

Ⅰ

−

−

荷重（衝突）

−

−

−

−

−

−

Ⅰ

−

−

−

−

Ⅰ

−

−

荷重（風）

−

−

−

Ⅲ-1

−

−

Ⅰ

−

−

Ⅲ-1

−

Ⅰ

−

−

荷重（衝突）

−

−

−

−

−

−

Ⅰ

−

−

−

−

Ⅰ

−

−

荷重（気圧差）

−

−

−

−

−

−

Ⅰ

Ⅰ

−

−

−

Ⅰ

−

−

温度

輻射熱

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

閉塞
（吸気等）

給気フィルタ等の閉塞

−

−

−

Ⅰ

−

−

−

−

−

Ⅰ

−

−

−

−

荷重（衝突）

−

−

−

−

−

−

Ⅰ

−

−

−

−

Ⅰ

−

−

荷重
−

−

草原火災

−

25

ひょう・あられ

荷重

補足 3

24

自然現象の重畳確認結果【凡例】
斜線：以下の理由により，重畳影響考慮不要○東海第二発電所及びその周辺では発生しない（若しくは，発生が極めて稀）と判断した事象○単独事象での評価において設備等への影響がない（若しくは，非常に小さい）事象で，他の事象との重畳を考慮しても明らかに設備等への影響が無いと判断した事象−：各自然現象が重畳した場合でも単独事象同士の影響評価より増長しない，もしくは同時には起こりえない。
Ⅰ：各自然現象から同じ影響がそれぞれ作用し，重ね合わさって増長するケース
Ⅱ：ある自然現象の防護施設が他の自然現象によって機能喪失することにより，影響が増長するケース
Ⅲ-1：他の自然現象の作用により前提条件が変化し，影響が増長するケース
Ⅲ-2：他の自然現象の作用により影響が及ぶようになるケース
主事象

極低温
設備の損傷・機能
喪失モード

重畳事象
No

自然現象

設備の損傷・機能喪失モード

26

極高温

−

温度

隕石

電気的影響

備考

降水

河川の迂回

閉塞
（吸気等）

浸水
発生しない

砂嵐

静振
浸水

地震活動
渇水

荷重
（地震）

土壌の収縮
又は膨張

積雪
荷重
（堆積）

電気的影響

閉塞
（吸気等）

発生しない

高潮

津波

浸水

荷重
（衝突）

浸水

閉塞
（海水系）

発生しない

27

満潮

浸水

満潮による設備の浸水

−

−

Ⅰ

−

Ⅰ

−

−

−

−

−

Ⅰ

−

Ⅰ

−

28

ハリケーン

−

29

氷結

電気的影響

着氷

Ⅲ-1

Ⅰ

−

−

−

−

−

−

Ⅰ

−

−

−

−

−

30

氷晶

電気的影響

着氷

Ⅲ-1

Ⅰ

−

−

−

−

−

−

Ⅰ

−

−

−

−

−

31

氷壁

−

32

土砂崩れ
（山崩れ，がけ崩れ）−
屋内外計測制御設備に発生する
ノイズ

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

直撃雷

−

−

−

−

−

−

Ⅱ

−

−

−

−

Ⅱ

−

−

誘導雷サージによる電気盤内の
回路損傷

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

湖又は河川の水位上昇による設備の
浸水

−

−

Ⅰ

−

Ⅰ

−

−

−

−

−

Ⅰ

−

Ⅰ

−

気圧差

−

−

−

−

−

−

Ⅰ

Ⅰ

−

−

Ⅲ-1

Ⅰ

−

−

ケーブル類の損傷

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

33

落雷

電気的影響

別紙 1−9334

湖又は河川の水位低下−

35

湖又は河川の水位上昇

浸水

36

陥没，地盤沈下，地割れ−

37

極限的な圧力（気圧高低）

荷重

38

もや

−

39

塩害・塩雲

−

40

地面の隆起

−

41

動物

物理的損傷

42

地滑り

−

43

カルスト

−

44

地下水による浸食

−

45

海水面低

渇水

海水面の低下による海水の枯渇

−

−

−

−

−

Ⅰ

−

−

−

−

−

−

−

−

46

海水面高

浸水

海水面の上昇による設備の浸水

−

−

Ⅰ

−

Ⅰ

−

−

−

−

−

Ⅰ

−

Ⅰ

−

47

地下水による地滑り−

48

水中の有機物閉塞（海水系）

取水口，海水ストレーナの閉塞

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

Ⅰ

49

太陽フレア，磁気嵐

電気的影響

磁気嵐による誘導電流

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

50

高温水（海水温高）

温度

高温水

−

−

−

−

−

Ⅰ

−

−

−

−

−

−

−

−

51

低温水（海水温低）−52

泥湧出（液状化）

−

53

土石流

−

54

水蒸気

−

55

毒性ガス

閉塞
（吸気等）

毒性ガスの吸込みによる給気フィルタ等の閉塞

−

−

−

Ⅰ

−

−

−

−

−

Ⅰ

−

−

−

−

自然現象の重畳確認結果【凡例】
斜線：以下の理由により，重畳影響考慮不要○東海第二発電所及びその周辺では発生しない（若しくは，発生が極めて稀）と判断した事象○単独事象での評価において設備等への影響がない（若しくは，非常に小さい）事象で，他の事象との重畳を考慮しても明らかに設備等への影響が無いと判断した事象−：各自然現象が重畳した場合でも単独事象同士の影響評価より増長しない，もしくは同時には起こりえない。
Ⅰ：各自然現象から同じ影響がそれぞれ作用し，重ね合わさって増長するケース
Ⅱ：ある自然現象の防護施設が他の自然現象によって機能喪失することにより，影響が増長するケース
Ⅲ-1：他の自然現象の作用により前提条件が変化し，影響が増長するケース
Ⅲ-2：他の自然現象の作用により影響が及ぶようになるケース
主事象

No

自然現象

閉塞
（吸気等）

閉塞
（海水系）

屋外機器内部流体の凍結

−

−

1

極低温

ヒートシンク（海水）の凍結

−

2

隕石

着氷による送電線の相間短絡

設備の損傷・機能喪失モード
温度
電気的影響

降水

浸水

4

河川の迂回

−

5

砂嵐

別紙 1−94

静振

7

地震活動

8

積雪

9

土壌の収縮又は膨張

10

高潮

11

12

津波

火山の影響

13

波浪・高波

14

雪崩

干ばつ

洪水

風（台風）

竜巻

濃霧

荷重
（風）

荷重
（衝突）

荷重
（風）

荷重
（衝突）

荷重
（気圧差）

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

Ⅰ

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

Ⅰ

−

−

Ⅲ-1，Ⅲ-2
（衝突）

−

−

Ⅲ-1

Ⅰ

備考

浸水
発生しない

発生しない

降水による設備の浸水

−

Ⅰ

−

−

−

−

−

Ⅲ-1

−

Ⅲ-1

−

−

静振による設備の浸水

−

−

−

−

Ⅰ

−

Ⅰ

−

−

−

−

−

渇水

静振による海水の枯渇

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

荷重

荷重（地震）

−

−

−

−

Ⅱ

−

Ⅱ

Ⅰ

Ⅰ

Ⅰ

Ⅰ，Ⅱ
，Ⅲ-1

Ⅰ

荷重

荷重（堆積）

Ⅰ

−

−

Ⅲ-1

−

−

−

Ⅲ-1

−

Ⅲ-1

−

−

電気的影響

着雪による送電線の相間短絡

−

−

−

Ⅰ

−

−

−

−

−

−

−

−

閉塞
（吸気等）

給気フィルタ等の閉塞

−

Ⅰ

−

−

−

−

−

Ⅲ-1

−

Ⅲ-1

−

Ⅰ

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−
浸水

高潮による設備の浸水

−

−

−

−

Ⅰ

−

Ⅰ

−

−

−

−

−

荷重

荷重（衝突）

−

−

−

−

−

−

−

Ⅰ

Ⅰ

Ⅰ

Ⅰ

−

浸水

津波による設備の浸水

−

−

−

−

Ⅰ

−

Ⅰ

−

−

−

−

−

閉塞
（海水系）

漂流物による取水口，海水ストレーナ
の閉塞

−

−

Ⅰ

−

−

Ⅰ

−

−

−

−

−

−

荷重

荷重（堆積）

−

−

−

Ⅲ-1

−

Ⅲ-1

−

−

閉塞
（海水系）

海水系ストレーナの閉塞

−

Ⅰ

−

−

−

−

−

−

閉塞
（吸気等）

給気フィルタ等の閉塞

−

−

−

Ⅲ-1

−

Ⅲ-1

−

Ⅰ

腐食

腐食成分による化学的影響

−

−

−

−

−

−

−

−

電気的影響

降下火砕物の付着による送電線の相間短絡

浸水

波浪・高波による設備の浸水

−

−

−

−

閉塞
（海水系）

取水口，海水ストレーナの閉塞

−

Ⅰ

−

−

電気的影響

齧歯類（ネズミ等）によるケーブル類
の損傷

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

Ⅰ

−

−

−

−

−

−

−

−

Ⅰ

−

Ⅰ

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

海岸浸食

−

17

干ばつ

−

18

洪水

浸水

19

風（台風）

荷重

20

竜巻

荷重

21

濃霧

−

霜・白霜

海岸浸食

浸水

16

23

生物学的事象閉塞（海水系）

砂塵，大陸からの黄砂による吸気口の閉塞

生物学的事象

森林火災

雪崩

浸水

閉塞
（吸気等）

15

22

波浪・高波
電気的影響

腐食

−

3

6

火山の影響
荷重
（堆積）

設備の損傷・機能喪
失モード

重畳事象

洪水による設備の浸水
荷重（風）Ⅲ-1，Ⅲ-2
（衝突）

−

−

−

Ⅰ

−

−

Ⅲ-1

−

−

−

−

−

−

−

−

Ⅰ

Ⅰ

−

−

Ⅰ

−

荷重（衝突）

−

−

−

−

−

Ⅰ

−

荷重（風）

−

Ⅲ-1

−

−

−

−

−

Ⅰ

Ⅰ

荷重（衝突）

−

−

−

−

−

−

−

Ⅰ

Ⅰ

荷重（気圧差）

Ⅰ

Ⅰ

−

−

−

−

−

Ⅰ

Ⅰ

温度

輻射熱

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

閉塞
（吸気等）

給気フィルタ等の閉塞

−

Ⅰ

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

自然現象の重畳確認結果【凡例】
斜線：以下の理由により，重畳影響考慮不要○東海第二発電所及びその周辺では発生しない（若しくは，発生が極めて稀）と判断した事象○単独事象での評価において設備等への影響がない（若しくは，非常に小さい）事象で，他の事象との重畳を考慮しても明らかに設備等への影響が無いと判断した事象−：各自然現象が重畳した場合でも単独事象同士の影響評価より増長しない，もしくは同時には起こりえない。
Ⅰ：各自然現象から同じ影響がそれぞれ作用し，重ね合わさって増長するケース
Ⅱ：ある自然現象の防護施設が他の自然現象によって機能喪失することにより，影響が増長するケース
Ⅲ-1：他の自然現象の作用により前提条件が変化し，影響が増長するケース
Ⅲ-2：他の自然現象の作用により影響が及ぶようになるケース
主事象

No

自然現象

設備の損傷・機能喪失モード

24

草原火災

−

25

ひょう・あられ

荷重

26

極高温

−

27

満潮

浸水

28

ハリケーン

−

29

氷結

30

氷晶

31

氷壁

−

32

土砂崩れ
（山崩れ，がけ崩れ）

−

33

落雷

火山の影響
設備の損傷・機能喪
失モード

重畳事象

荷重
（堆積）

閉塞
（吸気等）

閉塞
（海水系）

波浪・高波
腐食

電気的影響

浸水

雪崩

生物学的事象

海岸浸食

干ばつ

洪水

風（台風）

竜巻

濃霧

浸水

荷重
（風）

荷重
（衝突）

荷重
（風）

荷重
（衝突）

荷重
（気圧差）

−

−

Ⅰ

Ⅰ

Ⅰ

Ⅰ

−

−

Ⅰ

−

−

−

−

−

閉塞
（海水系）

備考

発生しない

発生しない

−
荷重（衝突）

−

−

−

−

−
−

満潮による設備の浸水

−

−

−

−

Ⅰ

電気的影響

着氷

−

−

−

Ⅰ

−

−

−

−

−

−

−

−

電気的影響

着氷

−

−

−

Ⅰ

−

−

−

−

−

−

−

−

電気的影響

別紙 1−9534

湖又は河川の水位低下−

35

湖又は河川の水位上昇

浸水

36

陥没，地盤沈下，地割れ−

37

極限的な圧力（気圧高低）

荷重

38

もや

−

39

塩害・塩雲

−

40

地面の隆起

−

41

動物

物理的損傷

42

地滑り

−

屋内外計測制御設備に発生するノイ
ズ

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

直撃雷

−

−

−

−

−

−

−

−

−

Ⅱ

Ⅱ

−

誘導雷サージによる電気盤内の回路
損傷

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

湖又は河川の水位上昇による設備の
浸水

−

−

−

−

Ⅰ

−

Ⅰ

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

ケーブル類の損傷

−

−

Ⅰ

−

−

−

−

−

−

−

−

気圧差

43

カルスト

−

44

地下水による浸食

−

45

海水面低

渇水

海水面の低下による海水の枯渇

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

46

海水面高

浸水

海水面の上昇による設備の浸水

−

−

−

−

Ⅰ

−

Ⅰ

−

−

−

−

−

47

地下水による地滑り

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

48

水中の有機物

閉塞
（海水系）

−

−

Ⅰ

−

−

Ⅰ

−

−

−

−

−

−

49

太陽フレア，磁気嵐

電気的影響

磁気嵐による誘導電流

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

50

高温水（海水温高）

温度

高温水

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

51

低温水（海水温低）−52

泥湧出（液状化）

−

53

土石流

−

54

水蒸気

−

55

毒性ガス

閉塞
（吸気等）

毒性ガスの吸込みによる給気フィル
タ等の閉塞

−

−

−

−

−

−

−

Ⅲ-1

−

Ⅲ-1

−

Ⅲ-1

取水口，海水ストレーナの閉塞自然現象の重畳確認結果【凡例】
斜線：以下の理由により，重畳影響考慮不要○東海第二発電所及びその周辺では発生しない（若しくは，発生が極めて稀）と判断した事象○単独事象での評価において設備等への影響がない（若しくは，非常に小さい）事象で，他の事象との重畳を考慮しても明らかに設備等への影響が無いと判断した事象−：各自然現象が重畳した場合でも単独事象同士の影響評価より増長しない，もしくは同時には起こりえない。
Ⅰ：各自然現象から同じ影響がそれぞれ作用し，重ね合わさって増長するケース
Ⅱ：ある自然現象の防護施設が他の自然現象によって機能喪失することにより，影響が増長するケース
Ⅲ-1：他の自然現象の作用により前提条件が変化し，影響が増長するケース
Ⅲ-2：他の自然現象の作用により影響が及ぶようになるケース

主事象
設備の損傷・機能喪失
モード

重畳事象
No
1

自然現象
極低温

設備の損傷・機能喪失モード
温度
電気的影響

2

隕石
降水

浸水

4

河川の迂回

−

砂嵐

6

静振

7

地震活動

別紙 1−968積雪9土壌の収縮又は膨張

10

高潮

11

12

津波

火山の影響

電気的影響

電気的影響

電気的影響
（ノイズ）

電気的影響 電気的影響（直撃雷） （雷サージ）

浸水

荷重
(気圧差)

備考

屋外機器内部流体の凍結

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

ヒートシンク（海水）の凍結

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

着氷による送電線の相間短絡

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

Ⅰ

閉塞
（吸気等）

−

Ⅰ

−

−

−

−

−

−

−

−

−

浸水

静振による設備の浸水

−

−

−

Ⅰ

−

−

−

−

−

Ⅰ

−

渇水

静振による海水の枯渇

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

荷重

荷重（地震）

−

−

Ⅰ

Ⅱ

−

−

−

Ⅱ

−

Ⅱ

−

荷重

荷重（堆積）

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

電気的影響

着雪による送電線の相間短絡

−

−

−

−

Ⅰ

Ⅰ

−

−

−

−

−

閉塞
（吸気等）

給気フィルタ等の閉塞

−

Ⅰ

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−
浸水

高潮による設備の浸水

−

−

−

Ⅰ

−

−

−

−

−

Ⅰ

Ⅲ-1

荷重

荷重（衝突）

−

−

Ⅰ

−

−

−

−

Ⅱ

−

−

−

浸水

津波による設備の浸水

−

−

−

Ⅰ

−

−

−

−

−

Ⅰ

−

閉塞
（海水系）

漂流物による取水口，海水ストレーナ
の閉塞

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

荷重

荷重（堆積）

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

閉塞
（海水系）

海水系ストレーナの閉塞

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

閉塞
（吸気等）

給気フィルタ等の閉塞

−

Ⅰ

−

−

−

−

−

−

−

−

−

腐食

腐食成分による化学的影響

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

電気的影響

降下火砕物の付着による送電線の相
間短絡

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

波浪・高波による設備の浸水

−

−

−

Ⅰ

−

−

−

−

−

Ⅰ

−

生物学的事象

16

海岸浸食

−

17

干ばつ

−

18

洪水

浸水

19

風（台風）

荷重

霜・白霜

浸水

湖又は河川の 湖又は河川 陥没，地盤沈 極限的な圧力
水位低下 の水位上昇 下，地割れ （気圧高低）

落雷

−

15

23

氷晶

Ⅰ

−

森林火災

氷壁

土砂崩れ
（山崩れ，が
け崩れ）

氷結

−

雪崩

22

ハリケーン

−

14

濃霧

満潮

−

浸水

21

荷重
（衝突）

極高温

降水による設備の浸水

波浪・高波

竜巻

閉塞
（吸気等）

ひょう
・あられ

砂塵，大陸からの黄砂による吸気口の
閉塞

13

20

温度

霜・白霜 草原火災

−

3

5

森林火災

閉塞
（海水系）

取水口，海水ストレーナの閉塞

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

電気的影響

齧歯類（ネズミ等）によるケーブル類
の損傷

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

荷重

洪水による設備の浸水

−

−

−

Ⅰ

−

−

−

−

−

Ⅰ

−

荷重（風）

Ⅲ-1

Ⅲ-1

Ⅰ

−

−

−

−

Ⅱ

−

−

−

荷重（衝突）

−

−

Ⅰ

−

−

−

−

Ⅱ

−

−

−

荷重（風）

Ⅲ-1

Ⅲ-1

Ⅰ

−

−

−

−

Ⅱ

−

−

−

荷重（衝突）

−

−

Ⅰ

−

−

−

−

Ⅱ

−

−

−

荷重（気圧差）

−

−

Ⅰ

−

−

−

−

−

−

−

Ⅰ

−
温度

輻射熱

−

−

−

−

−

−

−

−

−

閉塞
（吸気等）

給気フィルタ等の閉塞

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

24

草原火災

−

25

ひょう・あられ荷重

荷重（衝突）−−

自然現象の重畳確認結果【凡例】
斜線：以下の理由により，重畳影響考慮不要○東海第二発電所及びその周辺では発生しない（若しくは，発生が極めて稀）と判断した事象○単独事象での評価において設備等への影響がない（若しくは，非常に小さい）事象で，他の事象との重畳を考慮しても明らかに設備等への影響が無いと判断した事象−：各自然現象が重畳した場合でも単独事象同士の影響評価より増長しない，もしくは同時には起こりえない。
Ⅰ：各自然現象から同じ影響がそれぞれ作用し，重ね合わさって増長するケース
Ⅱ：ある自然現象の防護施設が他の自然現象によって機能喪失することにより，影響が増長するケース
Ⅲ-1：他の自然現象の作用により前提条件が変化し，影響が増長するケース
Ⅲ-2：他の自然現象の作用により影響が及ぶようになるケース
主事象

ひょう
・あられ

極高温

満潮

ハリケーン

氷晶

電気的影響

電気的影響

電気的影響
（ノイズ）

−

−

−

−

Ⅰ

−
−

荷重
（衝突）

満潮による設備の浸水

−

−

−

電気的影響

着氷

−

−

−

−

電気的影響

着氷

−

−

−

−

Ⅰ

屋内外計測制御設備に発生するノイ
ズ

−

−

−

−

−

直撃雷

−

−

−

−

−

誘導雷サージによる電気盤内の回路
損傷

−

−

−

−

湖又は河川の水位上昇による設備の
浸水

−

−

−

気圧差

−

−

ケーブル類の損傷−

設備の損傷・機能喪失モード

26

極高温

−

27

満潮

浸水

28

ハリケーン

−

29

氷結

30

氷晶

31

氷壁

−

32

土砂崩れ
（山崩れ，がけ崩れ）

−

電気的影響

別紙 1−9734

湖又は河川の水位低下−

35

湖又は河川の水位上昇

浸水

36

陥没，地盤沈下，地割れ−

37

極限的な圧力（気圧高低）

荷重

38

もや

−

39

塩害・塩雲

−

40

地面の隆起

−

41

動物

物理的損傷

42

地滑り

−

氷壁

土砂崩れ
（山崩れ，が
け崩れ）

氷結

閉塞
（吸気等）

自然現象

落雷

霜・白霜 草原火災

温度

設備の損傷・機能喪失
モード

重畳事象
No

33

森林火災

湖又は河川の 湖又は河川 陥没，地盤沈 極限的な圧力
水位低下 の水位上昇 下，地割れ （気圧高低）

落雷
電気的影響 電気的影響（直撃雷） （雷サージ）

浸水

荷重
(気圧差)

−

Ⅰ

Ⅲ-1

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

Ⅰ

−

−

−

−

−

−

Ⅲ-1

−

−

−

−

−

Ⅲ-1

−

−

−

−

−

−

−

−

−

浸水

備考

−

−

43

カルスト

−

44

地下水による浸食

−

45

海水面低

渇水

海水面の低下による海水の枯渇

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

46

海水面高

浸水

海水面の上昇による設備の浸水

−

−

−

Ⅰ

−

−

−

−

−

Ⅰ

Ⅲ-1

47

地下水による地滑り

48

水中の有機物閉塞（海水系）

取水口，海水ストレーナの閉塞

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

49

太陽フレア，磁気嵐

電気的影響

磁気嵐による誘導電流

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

50

高温水（海水温高）

温度

高温水

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

51

低温水（海水温低）−52

泥湧出（液状化）

−

53

土石流

−

54

水蒸気

−

55

毒性ガス

閉塞
（吸気等）

毒性ガスの吸込みによる給気フィル
タ等の閉塞

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

自然現象の重畳確認結果【凡例】
斜線：以下の理由により，重畳影響考慮不要○東海第二発電所及びその周辺では発生しない（若しくは，発生が極めて稀）と判断した事象○単独事象での評価において設備等への影響がない（若しくは，非常に小さい）事象で，他の事象との重畳を考慮しても明らかに設備等への影響が無いと判断した事象−：各自然現象が重畳した場合でも単独事象同士の影響評価より増長しない，もしくは同時には起こりえない。
Ⅰ：各自然現象から同じ影響がそれぞれ作用し，重ね合わさって増長するケース
Ⅱ：ある自然現象の防護施設が他の自然現象によって機能喪失することにより，影響が増長するケース
Ⅲ-1：他の自然現象の作用により前提条件が変化し，影響が増長するケース
Ⅲ-2：他の自然現象の作用により影響が及ぶようになるケース
主事象
重畳事象
No

自然現象

1

極低温

2

隕石

設備の損傷・機能喪失モード
温度
電気的影響

降水

浸水

4

河川の迂回

−

5

砂嵐
静振

7

地震活動

8

積雪

別紙 1−989土壌の収縮又は膨張

10

高潮

11

津波

12

火山の影響

13

波浪・高波

14

雪崩

閉塞
(海水系)

電気的影響

温度

泥湧出
（液状化）

土石流

水蒸気

毒性ガス
閉塞
(吸気等)

備考

屋外機器内部流体の凍結

−

−

−

−

−

−

−

ヒートシンク（海水）の凍結

−

−

−

−

−

−

−

着氷による送電線の相間短絡

−

−

−

−

−

−

−

降水による設備の浸水

−

−

Ⅰ

−

−

−

−

−

−

−

−

Ⅰ

−

−

−

−

渇水

静振による海水の枯渇

−

−

−

−

−

Ⅰ

−

荷重

荷重（地震）

−

−

−

−

−

−

−

荷重

荷重（堆積）

−

−

−

−

−

−

−

電気的影響

着雪による送電線の相間短絡

−

−

−

−

−

−

−

閉塞
（吸気等）

給気フィルタ等の閉塞

−

−

−

−

−

−

Ⅰ

−
浸水

高潮による設備の浸水

−

−

Ⅰ

−

−

−

−

荷重

荷重（衝突）

−

−

−

−

−

−

−

浸水

津波による設備の浸水

−

−

Ⅰ

−

−

−

−

閉塞
（海水系）

漂流物による取水口，海水ストレーナ
の閉塞

−

Ⅲ-1

−

Ⅰ

−

−

−

荷重

荷重（堆積）

−

−

−

−

−

−

−

閉塞
（海水系）

海水系ストレーナの閉塞

−

−

−

Ⅰ

−

−

−

閉塞
（吸気等）

給気フィルタ等の閉塞

−

−

−

−

−

−

−

腐食

腐食成分による化学的影響

−

−

−

−

−

−

−

電気的影響

降下火砕物の付着による送電線の相
間短絡

−

−

−

−

−

−

−

浸水

波浪・高波による設備の浸水

−

−

Ⅰ

−

−

−

−

−
閉塞
（海水系）

取水口，海水ストレーナの閉塞

−

Ⅲ-1

−

Ⅰ

−

−

−

電気的影響

齧歯類（ネズミ等）によるケーブル類
の損傷

−

−

−

−

−

−

−

洪水による設備の浸水

−

−

Ⅰ

−

−

−

−

荷重（風）

−

−

−

−

−

−

−

−

18

洪水

浸水

19

風（台風）

荷重

霜・白霜

浸水

地下水による
太陽フレア
高温水
低温水
水中の有機物
地滑り，磁気嵐 （海水温高） （海水温低）

−

−

森林火災

渇水

海水面高

−

干ばつ

23

海水面低

−

海岸浸食

濃霧

地下水による
浸食

砂塵，大陸からの黄砂による吸気口の
閉塞

17

21

物理的損傷

地滑り カルスト

静振による設備の浸水

16

22

動物

閉塞
（吸気等）

生物学的事象

竜巻

地面の隆起

浸水

15

20

塩害・塩雲

−

3

6

もや
設備の損傷・機能喪失
モード

荷重（衝突）

−

−

−

−

−

−

−

荷重（風）

−

−

−

−

−

−

−

荷重（衝突）

−

−

−

−

−

−

−

荷重（気圧差）

−

−

−

−

−

−

−

温度

輻射熱

−

−

−

−

−

−

−

閉塞
（吸気等）

給気フィルタ等の閉塞

−

−

−

−

−

−

Ⅰ

荷重（衝突）

−

−

−

−

−

−

−

荷重
−

−

24

草原火災

−

25

ひょう・あられ荷重

自然現象の重畳確認結果【凡例】
斜線：以下の理由により，重畳影響考慮不要○東海第二発電所及びその周辺では発生しない（若しくは，発生が極めて稀）と判断した事象○単独事象での評価において設備等への影響がない（若しくは，非常に小さい）事象で，他の事象との重畳を考慮しても明らかに設備等への影響が無いと判断した事象−：各自然現象が重畳した場合でも単独事象同士の影響評価より増長しない，もしくは同時には起こりえない。
Ⅰ：各自然現象から同じ影響がそれぞれ作用し，重ね合わさって増長するケース
Ⅱ：ある自然現象の防護施設が他の自然現象によって機能喪失することにより，影響が増長するケース
Ⅲ-1：他の自然現象の作用により前提条件が変化し，影響が増長するケース
Ⅲ-2：他の自然現象の作用により影響が及ぶようになるケース
主事象

もや
設備の損傷・機能喪失
モード

重畳事象
No

自然現象

設備の損傷・機能喪失モード

26

極高温

−

塩害・塩雲

地面の隆起

動物
物理的損傷

地滑り カルスト

地下水による
浸食

海水面低
渇水

海水面高
浸水

地下水による
太陽フレア
高温水
低温水
水中の有機物
地滑り，磁気嵐 （海水温高） （海水温低）
閉塞
(海水系)

電気的影響

温度

泥湧出
（液状化）

土石流

水蒸気

毒性ガス
閉塞
(吸気等)

備考

27

満潮

浸水

満潮による設備の浸水

−

−

Ⅰ

−

−

−

−

28

ハリケーン

−

29

氷結

電気的影響

着氷

−

−

−

−

−

−

−

30

氷晶

電気的影響

着氷

−

−

−

−

−

−

−

31

氷壁

−

32

土砂崩れ
（山崩れ，がけ崩れ）−
屋内外計測制御設備に発生するノイ
ズ

−

−

−

−

−

−

−

直撃雷

−

−

−

−

−

−

−

誘導雷サージによる電気盤内の回路
損傷

−

−

−

−

−

−

−

湖又は河川の水位上昇による設備の
浸水

−

−

Ⅰ

−

−

−

−

−

Ⅲ-1

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

33
落雷

34

電気的影響

別紙 1−99

湖又は河川の水位低下−

湖又は河川の水位上昇

浸水

36

陥没，地盤沈下，地割れ−

37

極限的な圧力（気圧高低）

荷重

38

もや

−

39

塩害・塩雲

−

40

地面の隆起

−

41

動物

物理的損傷

42

地滑り

−

43

カルスト

−

44

地下水による浸食

−

45

海水面低

渇水

海水面の低下による海水の枯渇

−

46

海水面高

浸水

海水面の上昇による設備の浸水

−

−

47

地下水による地滑り

48

水中の有機物閉塞（海水系）

取水口，海水ストレーナの閉塞

−

Ⅲ-1

−

49

太陽フレア，磁気嵐

電気的影響

磁気嵐による誘導電流

−

−

−

−

50

高温水（海水温高）

温度

高温水

−

−

−

−

−

51

低温水（海水温低）−52

泥湧出（液状化）

−

53

土石流

−

54

水蒸気

−

毒性ガス

閉塞
（吸気等）

毒性ガスの吸込みによる給気フィル
タ等の閉塞

−

−

−

−

−

35

55

気圧差

−

ケーブル類の損傷

−
−

−

−
−

−

補足 4
外部人為事象に関わる重畳の影響について

外部事象のうち，自然現象同士が重畳することによる影響については，補足
3 に示すように組合せを考慮し，単独事象とは異なる新たな影響が発生しないことを確認した。一方，外部人為事象については，以下に示す理由から個々の組合せについて確認する必要はなく，自然現象の重畳影響評価に包絡されると考える。

【理由】自然現象と比べて外部人為事象は影響範囲が限定的（狭い）である。
自然現象の影響は，原子力施設全体に対して同時に作用する点が特徴である。一方，外部人為事象の場合は，人工物の事故等により引き起こされるものであり，影響範囲は当該人工物の大きさや内包する危険物量等により決まる。したがって，外部人為事象の場合，低頻度事象を仮定しようとしても，実際に設置されている設備や立地状況等により制限され，際限なく事象影響範囲が拡がるということはない。
以上より，各外部人為事象により生じる影響の特徴を踏まえ，それぞれの影響を包絡する自然現象について重畳影響を確認しておくことで，外部人為
事象についても重畳影響を確認したことと同等になる（表１参照）。

別紙 1−100表1
自然現象

自然現象に包絡される外部人為事象

特徴

包絡される外部人為事象

原子炉 施設全 体に 対して外力が作用し，複数の機器

No.16 掘削工事が同時 に機能 喪失 する場
地震合がある。敷地の変動等に
より屋 外設備 の基 礎や地
中設備 を損傷 させ る可能
性がある。

津波

落雷

原子炉 施設へ の浸 水によ

No.8

船舶の衝突

り，複数の機器が同時に機No.10 船舶から放出される固体・液体不純物

能喪失する場合がある。波

No.11 水中の化学物質

力によ り海水 系機 器を損

No.13 プラント外での化学物質の流出

傷させる可能性がある。

No.22 内部溢水

原子炉 施設へ の落 雷によ No.20 電磁的障害
り，広範な範囲で計測系，制御系 を損傷 させ る可能性がある。
移動し ながら 広範 囲にわ

No.2

ライン事故によるサイト内爆発等

たって風圧，飛来物による
竜巻

パイプライン事故（ガスなど），パイプ

影響を与える。特に飛来物については，屋外設備だけ

No.7
No.9

工業施設又は軍事施設事故
自動車又は船舶の爆発ではなく，建屋内の設備をNo.12 爆発

損傷させる可能性がある。

なお，表 1 のとおり自然現象に包絡される外部人為事象以外の象については，以下のとおりである。

別紙 1−101

その他の事【その他の事象】（１）外部人為事象の影響の方が大きい場合火災による熱影響については，自然現象では「森林火災」，外部人為事
象では「No.2 パイプライン事故（ガスなど），パイプライン事故による
サイト内爆発等」，「No.3 交通事故（化学物質の流出含む）」，「No.6 飛来物（航空機落下）」，「No.7 工業施設又は軍事施設事故」，「No.9 自動車又は船舶の爆発」及び「No.23 近隣工場等の火災」で想定されるが，このうち，原子炉施設に対して最も厳しい熱影響がある事象は，「No.6 飛来物（航空機落下）」である。航空機落下と原子炉施設周辺で発生し得る重畳事象としては，「森林火災」と「No.23 近隣工場等の火災」の溶融炉灯
油タンク火災が挙げられるものの，「森林火災」の熱影響は，溶融炉灯油
タンク火災の影響に包絡できる。
偶発的に落下する航空機による火災と，溶融炉灯油タンク火災が組み合わされる重畳事象については，10−７／年程度の低頻度事象であるものの外部火災評価の中で許容値以下の熱影響に止まることを確認済みであることを踏まえると，事象の重畳による新たな起因事象の追加はない。
爆風圧による影響については，「No.2 パイプライン事故（ガスなど），
パイプライン事故によるサイト内爆発等」，「 No.7 工業施設又は軍事施設
事故」，「No.9 自動車又は船舶の爆発」及び「No.12 爆発」で想定されるが，それぞれの事象の特徴を踏まえれば，個別の重畳影響評価をするまでもなく，自然現象同士の重畳影響を評価することで影響が包絡される。
・「No.2 パイプライン事故（ガスなど），パイプライン事故によるサイト内爆発等」については，爆風圧の影響が原子炉施設へ影響のある範囲にないため単独事象として影響がないと判断・「No.7 工業施設又は軍事施設事故」については，軍事施設は発電所
別紙 1−102近傍にないこと，工業施設の爆発を想定した場合であっても，爆風圧の影響が原子炉施設へ及ばないことを確認済みであることを踏まえ，単独事象として影響がないと判断・「No.9 自動車又は船舶の爆発」については，交通事故による自動車の爆発や発電所港湾内に侵入し得る最大規模の高圧ガス輸送船舶の爆発事故を想定した場合であっても，爆風圧の影響が原子炉施設へ及ばないことを確認済みであることを踏まえ，単独事象として影響がないと判断・「No.12 爆発」については，発電所周辺の社会環境からみて，爆風圧の影響が発電所へ及ばないことを確認済みであることを踏まえ，単独事象として影響がないと判断

別紙 1−103

（２）外部人為事象の影響について考慮が不要な場合
以下にあげる外部人為事象については，重畳影響を考慮するまでもな
く，単独事象として原子炉施設への影響を考慮する必要がないものとして整理している。
○単独事象として発生頻度が稀な事象（10 −７ /年以下）
No.1

衛星の落下

No.5

タービンミサイル

No.6

飛来物（航空機落下）No.15 軍事施設からのミサイル○発生源となる施設が発電所へ影響の及ぶ範囲にない事象
No.18 他のユニットからのミサイル
No.19 他のユニットからの内部溢水
No.21 ダムの崩壊○発生しても影響が軽微な事象，影響を遮断できる事象
No.4

有毒ガス

No.14 サイト貯蔵の化学物質の流出
No.17 他のユニットからの火災

事象毎の状況を表 2 にまとめる。

別紙 1−104

表2
No.
1

各外部人為事象が包絡される自然現象等

外部人為事象
衛星の落下
パイプライ ン事 故（ガスなど），パイプライン事故によるサイト内爆発等
交通事故（ 化学 物質の流出含む）

包絡される自然現象等【 ― 】 低頻度事象（その他の事象（２）のとおり）
飛来物による影響【竜巻】 熱影響，爆風圧の影響はその他の事象（１）
のとおり

4

有毒ガス

【 ― 】

5

タービンミサイル

6

飛来物（航空機落下）

7

工業施設又は軍事施設事故

8

船舶の衝突

9

自動車又は船舶の爆発

2
3

11

船舶から放 出さ れる固体・
液体不純物
水中の化学物質

12

爆発

10

15

プラント外 での 化学物質の流出
サイト貯蔵 の化 学物質の流出
軍事施設からのミサイル

16

掘削工事

17

他のユニットからの火災

13
14

20

他のユニッ トか らのミサイル
他のユニッ トか らの内部溢
水
電磁的障害

21

ダムの崩壊

22

内部溢水

23

近隣工場等の火災

18
19

凡例

【

【 ― 】 熱影響はその他の事象（１）のとおり
影響を緩和可能（その他の事象（２）のとおり）【 ― 】 低頻度事象（その他の事象（２）のとおり）
熱影響はその他の事象（１）のとおり【 ― 】 落下は低頻度事象（その他の事象（２）のとおり）
飛来物による影響【竜巻】 熱影響，爆風圧の影響はその他の事象（１）のとおり【津波】 海水系機器の性能低下
飛来物による影響【竜巻】 熱影響，爆風圧の影響はその他の事象（１）のとおり【津波】 海水系機器の性能低下【津波】 海水系機器の性能低下
飛来物による影響【竜巻】 熱影響，爆風圧の影響はその他の事象（１）のとおり【津波】 海水系機器の性能低下
影響を緩和可能（その他の事象（２）のとおり）【 ― 】 低頻度事象（その他の事象（２）のとおり）
敷地の変動等による屋外設備の基礎や地中
【地震】
設備の損傷
影響を緩和可能（その他の事象（２）のと
【 ― 】
おり）
影響の及ぶ範囲に発生源となる施設なし【 ― 】（その他の事象（２）のとおり）影響の及ぶ範囲に発生源となる施設なし【 ― 】（その他の事象（２）のとおり）【落雷】 計測系，制御系へのノイズ影響等影響の及ぶ範囲に発生源となる施設なし【 ― 】（その他の事象（２）のとおり）【津波】 広範囲の機器等の同時浸水
影響確認済み（その他の事象（１）のとお
【 ― 】
り）
【 ― 】

】包絡される自然事象
別紙 1−105

添付 2
地震レベル１．５ＰＲＡについて

1.

はじめに
実用発電用原子炉及びその附属施設の位置，構造及び設備の基準に関する
規則第三十七条（重大事故等の拡大の防止等）にて要求されている格納容器の破損の防止に関する有効性評価に関し，必ず想定すべき格納容器破損モー
ド以外の破損モードの有無について，内部事象については内部事象レベル１．
５ＰＲＡにより確認を実施済みであるが，地震事象特有の影響について以下
にて確認を実施した。

2.

地震事象特有の格納容器破損モードについて
炉心損傷後の格納容器の健全性に影響を与える物理現象による事象進展に関し内部事象と地震事象の差はなく，地震事象特有の影響としては，地震動により直接的に格納容器本体が損傷する場合，格納容器の隔離機能又は圧力抑制機能に係る設備が損傷することで格納容器破損に至る場合が考えられる。

(1)

格納容器本体の損傷
地震動による原子炉建屋の損傷影響により格納容器が破損に至る，又は格納容器が直接的に破損に至るケースは，地震事象特有の格納容器破損モードであり，（社）日本原子力学会標準「原子力発電所の地震を起因とした
確率論的安全評価実施基準：２００７」では，原子炉建屋破損のχモードとして分類されている。
このケースの場合，炉心損傷時に格納容器の放射性物質閉じ込め機能は既に喪失しており，内部事象レベル１．５ＰＲＡでは格納容器隔離失敗として考慮している。

別紙 1−106

(2)格納容器隔離機能喪失
地震動により格納容器隔離弁が閉鎖できなくなることで，炉心損傷により発生した放射性物質が格納容器外へ直接放出される可能性がある。このケースについては，格納容器本体の損傷と同様に炉心損傷時には格納容器の放射性物質閉じ込め機能は喪失している状態であり，内部事象レベル１．
５ＰＲＡでは格納容器隔離失敗として考慮している。

(3)

格納容器圧力抑制機能喪失
地震動により残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード），格納容器ベント管又は圧力抑制室の損傷により格納容器圧力を抑制出来なくなり，格納容器が過圧破損に至る可能性がある。このケースについては，内部事象
レベル１．５ＰＲＡにおいて，水蒸気（崩壊熱）の蓄積等による過圧によって格納容器が破損に至る過圧破損モードとして考慮している。

3.

格納容器破損防止対策に係る有効性評価事故シーケンスについて
上述のとおり，地震事象特有の影響として格納容器や隔離機能等の地震動による損傷が考えられるものの，重大事故の事象進展により格納容器へ圧力荷重，熱荷重といった物理的な負荷が加わった結果として放射性物質閉じ込め機能が喪失に至るものではない。そのため，格納容器破損防止対策の有効性評価の判断基準に照らすと，重大事故対策の有効性評価の観点としてではなく，対象設備の耐震性の観点から評価がなされるべきものと判断される。
加えて格納容器本体の損傷については，内部事象レベル１．５ＰＲＡでも想定していない機器の損傷モードであるが，格納容器が損傷に至るような大規模地震を想定した場合，その損傷の程度や緩和系設備使用可否の評価，事故シナリオを特定することは非常に困難である。したがって，そのような状
別紙 1−107況下においては，地震によるプラントの損傷の程度や事象進展に応じて，様々な格納容器破損防止対策を臨機応変に組み合わせて影響緩和を図るとともに，大規模損壊対策として放水砲等の影響緩和措置を講じられるようにしておくことが重要と考えられる。

4.

地震レベル１．５ＰＲＡについて
内部事象ＰＲＡでは，レベル１ＰＲＡの結果抽出された炉心損傷に至る事
故シーケンスグループをレベル１．５ＰＲＡ評価の起点となるようプラント
損傷状態を定義した上で，炉心損傷に至るまでのプラント状態などの観点か
ら格納容器の健全性に影響を与える事象（過温破損，水蒸気爆発等）を抽出しているが，地震レベル１．５ＰＲＡでは，地震事象特有の影響として原子
炉建屋，格納容器等の損傷から格納容器の閉じ込め機能喪失に至るシナリオを考慮する必要がある。
具体的には，地震レベル１ＰＲＡにおいて緩和系に期待することができず，炉心損傷直結事象として整理している原子炉建屋損傷やＥｘｃｅｓｓｉｖｅ
ＬＯＣＡといった事故シナリオが対象となるものの，現段階では，それら事故の起因となる設備の損傷の規模や範囲の特定には困難かつ不確実さが大きく，これらの事故シナリオが発生した場合の事象進展（炉心損傷までの時間余裕や緩和系の健全性等）を定量化することが困難な状況にある。
そのため，今後，対象設備の損傷影響評価などの精緻化を進めるとともに，実機適用へ向けた検討を進めていくところである。

別紙 1−108

別紙 2
外部事象に特有の事故シーケンスについて

1.

はじめに
外 部 事 象 の う ち ，地 震・津 波 Ｐ Ｒ Ａ を 実 施 し た 結 果 ，内 的 事 象 Ｐ Ｒ
Ａ で は 抽 出 さ れ て い な い 以 下 の (1)か ら (7)の 事 故 シ ー ケ ン ス が 抽 出された。
(1) 原 子 炉 建 屋 損 傷(2) 格 納 容 器 損 傷(3) 原 子 炉 圧 力 容 器 損 傷(4) 原 子 炉 冷 却 材 圧 力 バ ウ ン ダ リ 喪 失 （ Ｅ ｘ ｃ ｅ ｓ ｓ ｉ ｖ ｅ

ＬＯＣＡ）(5) 計 装 ・ 制 御 系 喪 失(6) 格 納 容 器 バ イ パ ス(7) 防 潮 堤 損 傷
以 下 で は ，こ れ ら 地 震 事 象 に 特 有 の 各 事 故 シ ー ケ ン ス に つ い て ，地震・津波ＰＲＡ評価におけるフラジリティ評価や事故シーケンス評
価における条件設定の妥当性等について再整理し，炉心損傷防止対策の有効性評価の対象とする事故シーケンスグループとして取り扱うべきかの検討を実施した。

2.

炉心損傷に直結する事故シーケンスグループ
上 記 の (1) か ら (7) の 事 故 シ ー ケ ン ス に つ い て は ， そ れ ぞ れ の 発 生

頻度は低く，これら事故シーケンスを除く事故シーケンスにより全炉 心 損 傷 頻 度 の 約 99％ は 炉 心 損 傷 防 止 対 策 で カ バ ー さ れ る も の で あ
別紙 2−1

る が ，(1)か ら (7)の 事 故 シ ー ケ ン ス の そ れ ぞ れ に つ い て ，地 震・津 波
ＰＲＡにおけるフラジリティ評価や事故シーケンス評価における条件設定の妥当性等について改めて確認した。

2.1

原子炉建屋損傷(1)

想定事故シナリオ
原 子 炉 建 屋 が 損 傷 す る こ と で ，建 屋 内 の 格 納 容 器 ，原 子 炉 圧 力 容器等の構造物及び機器が広範囲にわたり損傷し，原子炉注水を行った場合においても炉心損傷を回避できないことを想定した事故
シーケンスである。
実際には地震による原子炉建屋の損傷程度により発生する事象の厳しさは以下のとおりの範囲を有している。
＜小規模な損傷の場合＞
地震による原子炉建屋損傷として建屋全損壊ではなく一部
フ ロ ア 程 度 の 損 傷 を 想 定 す る 場 合 に は ，大 規 模 な Ｌ Ｏ Ｃ Ａ（ Ｅ
ｘｃｅｓｓｉｖｅ

Ｌ Ｏ Ｃ Ａ ）に は 至 ら な い 可 能 性 が あ り ，外部 電 源 喪 失 等 の 過 渡 事 象 が 発 生 し た 場 合 に お い て も ，原 子 炉 注
水機能等が健全な場合は炉心損傷に至ることはない。
＜大規模な損傷の場合＞
建 屋 損 傷 時 に ，緩 和 で き な い 大 規 模 な Ｌ Ｏ Ｃ Ａ（ Ｅ ｘ ｃ ｅ ｓｓｉｖｅ

Ｌ Ｏ Ｃ Ａ ）が 発 生 す る と 同 時 に ，建 屋 内 の 原 子 炉 注

水 系 配 管 が 構 造 損 傷 し て 原 子 炉 注 水 機 能 も 喪 失 す る た め ，炉 心損 傷 に 至 る 。建 屋 損 傷 の 二 次 的 被 害 に よ り ，格 納 容 器 や 格 納 容
器 の 貫 通 配 管 が 損 傷 し て お り ，閉 じ 込 め 機 能 に も 期 待 す る こ とはできない。
別紙 2−2

このように損傷の発生程度に応じて影響程度が変化する事故シーケンスであるものの，地震による建屋損傷状態及び機能喪失する機器を特定することが困難であることから，これらの様々な損傷の程度・組合せを含む事故シーケンス全体を炉心損傷防止が困難な事故シーケンスとして整理した。
【 炉 心 損 傷 頻 度 】 1.5×10 − ７ ／ 炉 年 （ 点 推 定 値 ）【 全 炉 心 損 傷 頻 度 へ の 寄 与 割 合 】 約 0.2％
(2)

フラジリティ評価の保守性
ａ．評価対象機器／評価部位
原 子 炉 建 屋 の 支 配 的 な 損 傷 モ ー ド 及 び 部 位 と し て は ，建 屋 の 崩
壊 シ ー ケ ン ス を 踏 ま え て ，層 崩 壊 を 伴 う 耐 震 壁 の せ ん 断 破 壊 を 選定した。
ｂ．評価方法原 子 炉 建 屋 は ，「 現 実 的 耐 力 と 現 実 的 応 答 に よ る 方 法（ 応 答 解析 に 基 づ く 方 法 ）」に よ り フ ラ ジ リ テ ィ を 評 価 し た 。評 価 手 法 は
地震ＰＳＡ学会標準に準拠した手法としている。
ｃ．フラジリティ曲線の保守性等
原 子 炉 建 屋 の フ ラ ジ リ テ ィ 曲 線 は ，原 子 炉 建 屋 の 最 弱 部 位 の 損
傷 を 模 擬 し た フ ラ ジ リ テ ィ で あ り ，建 屋 全 体 の 損 壊 を 模 擬 し た もの で は な い た め ，建 屋 全 体 崩 壊 に 至 る ま で は 余 裕 が あ る と 考 え ら
れる。

(3)

有効性評価における事故シーケンスグループとしての取り扱い
本事故シーケンスの発生頻度は小規模な損傷の影響も含めた評

価 で も 1.5×10 − ７ ／ 炉 年 で あ り ，全 炉 心 損 傷 頻 度（ 7.5×10 − ５ ／ 炉
年 ） に 対 し て 約 0.2％ と 小 さ い 。
別紙 2−3

さ ら に ，損 傷 の 程 度 に よ っ て は ，非 常 用 炉 心 冷 却 系 等 に よ る 原 子
炉 冷 却 ，格 納 容 器 ス プ レ イ 冷 却 系 等 に よ る 格 納 容 器 冷 却 に よ り ，影響を緩和できる可能性があること及びフラジリティ評価が持つ保守性を考慮すると，原子炉建屋の損傷を有意な頻度又は影響をもたらす事故シーケンスグループとして新たに追加することは不要と判断した。

2.2

格納容器損傷(1)

想定事故シナリオ
格納容器が損傷することで，格納容器内の原子炉圧力容器等の構造物及び機器が広範囲にわたり損傷し，原子炉注水を行った場
合においても炉心損傷を回避できないことを想定した事故シーケンスである。
実際には地震による格納容器の損傷程度により発生する事象の厳しさは以下のとおりの範囲を有している。
＜小規模な損傷の場合＞
地 震 に よ る 格 納 容 器 損 傷 と し て ，一 部 の み の 損 傷 を 想 定 す る
場 合 に は ，原 子 炉 冷 却 材 圧 力 バ ウ ン ダ リ が 健 全 で 大 規 模 な Ｌ Ｏ
Ｃ Ａ（ Ｅ ｘ ｃ ｅ ｓ ｓ ｉ ｖ ｅ

Ｌ Ｏ Ｃ Ａ ）が 発 生 し な い 可 能 性 があり，外部電源喪失等の過渡事象が発生した場合においても，
原子炉注水機能等が健全な場合は炉心損傷に至ることはない。
＜大規模な損傷の場合＞
格納容器内の配管及びＥＣＣＳ注入配管が同時に構造損傷
し て ，大 規 模 な Ｌ Ｏ Ｃ Ａ（ Ｅ ｘ ｃ ｅ ｓ ｓ ｉ ｖ ｅ

Ｌ Ｏ Ｃ Ａ ）が発 生 す る と 同 時 に ，原 子 炉 注 水 機 能 も 喪 失 す る た め ，炉 心 損 傷
別紙 2−4

に 至 る 。な お ，こ の 場 合 ，格 納 容 器 が 損 傷 し て お り ，閉 じ 込 め
機能にも期待することはできない。
このように損傷の発生程度に応じて影響程度が変化する事故シーケンスであるものの，地震による格納容器損傷状態及び機能喪失する機器を特定することは困難であることから，これらの様々な損傷の程度・組合せを含む事故シーケンス全体を炉心損傷防止が困難な事故シーケンスとして整理した。
【 炉 心 損 傷 頻 度 】 4.1×10 − ９ ／ 炉 年 （ 点 推 定 値 ）【 全 炉 心 損 傷 頻 度 へ の 寄 与 割 合 】 0.1％ 未 満(2)

フラジリティ評価の保守性
ａ．評価対象機器／評価部位
格納容器の損傷により炉心損傷に至る事故シナリオに対して，
支 配 的 な 機 器 と し て ，格 納 容 器 ス タ ビ ラ イ ザ 及 び 格 納 容 器 下 部 シ
ア ラ グ を 選 定 し て い る 。こ れ ら の 構 造 物 の 位 置 関 係 を 第 1 図 に 示す。
格 納 容 器 ス タ ビ ラ イ ザ は ，原 子 炉 遮 へ い 壁 か ら の 水 平 方 向 の 地
震 荷 重 を 原 子 炉 建 屋 に 伝 達 す る た め に ，原 子 炉 遮 へ い 壁 と 格 納 容
器 上 部 シ ア ラ グ を 結 ぶ 構 造 物 で あ り ，原 子 炉 遮 へ い 壁 の 最 頂 部 にトラス状に設置されている。
ま た ，格 納 容 器 下 部 シ ア ラ グ は ，格 納 容 器 円 錐 部 下 部 付 近 に 設
置 さ れ て お り ，格 納 容 器 の 水 平 方 向 の 地 震 荷 重 及 び ダ イ ア フ ラ ム
フロアを介して伝達される原子炉圧力容器ペデスタルからの水
平方向の地震荷重を原子炉建屋に伝達する構造となっている。
ｂ．評価方法
今 回 の フ ラ ジ リ テ ィ 評 価 で は ，決 定 論 に よ る 耐 震 評 価 結 果 に 基
別紙 2−5

づ き ，耐 力 係 数 と 応 答 係 数 を 用 い た 安 全 係 数 法 に よ り フ ラ ジ リ ティを評価した。
ｃ．フラジリティ曲線の保守性等
格納容器スタビライザ及び格納容器下部シアラグの構造強度
評 価 は ，地 震 応 答 解 析 に よ り 算 出 し た 時 刻 歴 荷 重 デ ー タ の う ち 当
該 部 位 に 負 荷 さ れ る 最 大 荷 重 を 用 い て ，そ の 地 震 荷 重（ 最 大 荷 重 ）を 交 番 荷 重 で は な く ，静 的 に 負 荷 さ れ 続 け て い る 状 態 を 想 定 し て評価を行っており，保守的な評価となっている。
さ ら に ，格 納 容 器 は 複 数 の 格 納 容 器 ス タ ビ ラ イ ザ 及 び 格 納 容 器
下 部 シ ア ラ グ に よ り 支 持 さ れ て い る が ，最 大 地 震 荷 重 を 受 け る もの が 損 傷 し た 時 点 で ，格 納 容 器 損 傷 に 至 る と し て い る 点 に も 保 守
性がある。
(3)

有効性評価における事故シーケンスグループとしての取り扱い
本事故シーケンスの発生頻度は小規模な損傷の影響も含めた評

価 で も 4.1×10 − ９ ／ 炉 年 で あ り ，全 炉 心 損 傷 頻 度（ 7.5×10 − ５ ／ 炉
年 ） に 対 し て 0.1％ 未 満 と 小 さ い 。
最大地震荷重を受ける格納容器スタビライザが損傷した場合でも，荷重の再配分により残りの格納容器スタビライザ及び原子炉
圧力容器ペデスタルで原子炉遮へい壁の地震荷重を受けることがで き る こ と か ら ，直 ち に 原 子 炉 遮 へ い 壁 が 転 倒 す る に は 至 ら ず ，原
子炉冷却材圧力バウンダリ配管の一部損傷若しくは破損に留まるものと考えられる。この場合は既存のＬＯＣＡシナリオと同様の進展になることが想定される。
また，最大地震荷重を受ける格納容器下部シアラグが損傷した
場合でも，荷重の再配分により残りの格納容器下部シアラグ及び別紙 2−6ダイアフラムフロアで原子炉圧力容器ペデスタルの地震荷重を受けることができることから，直ちに原子炉圧力容器ペデスタルが転倒するには至らず，原子炉冷却材圧力バウンダリ配管の一部損
傷若しくは破損に留まるものと考えられる。この場合は既存のＬ
ＯＣＡシナリオと同様の進展になることが想定される。
以 上 を 総 合 的 に 勘 案 し た 上 で ，本 事 象 に つ い て は ，有 意 な 頻 度 又は影響をもたらす事故シーケンスグループとして新たに追加することは不要と判断した。

2.3

原子炉圧力容器損傷(1)

想定事故シナリオ
原子炉圧力容器の支持機能喪失等により，原子炉圧力容器に接続されている原子炉冷却材圧力バウンダリ配管の損傷や，原子炉
冷却材の流路閉塞が発生することにより，原子炉注水を行った場
合においても炉心損傷を回避できないことを想定した事故シーケンスである。
実際には地震による原子炉圧力容器の損傷程度により発生する事象の厳しさは以下のとおりの範囲を有している。
＜小規模な損傷の場合＞
地 震 に よ る 原 子 炉 圧 力 容 器 損 傷 と し て ，原 子 炉 圧 力 容 器 の 一
部 の み の 損 傷 を 想 定 す る 場 合 に は ，原 子 炉 冷 却 材 圧 力 バ ウ ン ダ
リ 配 管 の 全 周 破 断 に 至 ら ず 冷 却 材 の 注 入 が 可 能 な 場 合 や ，炉 内構造物の一部変形のみで原子炉冷却材の流路の完全な閉塞に
至 ら な い 可 能 性 が あ り ，原 子 炉 注 水 機 能 等 が 健 全 な ら ば 炉 心 損
傷を防止できる。
別紙 2−7

＜大規模な損傷の場合＞
原 子 炉 圧 力 容 器 の 損 傷 に よ り ，原 子 炉 冷 却 材 圧 力 バ ウ ン ダ リ
配 管 の 全 周 破 断 に よ る 原 子 炉 注 水 機 能 の 喪 失 や ，炉 内 構 造 物 の
大 規 模 破 損 に よ る 冷 却 材 流 路 の 閉 塞 に よ り ，炉 心 の 除 熱 が 困 難となり炉心損傷に至る。
このように損傷の程度に応じて影響が変化する事故シーケンスであるものの，地震による原子炉圧力容器損傷状態を特定すること は 困 難 で あ る こ と か ら ，こ れ ら の 様 々 な 損 傷 の 程 度・組 合 せ を 含
む事故シーケンス全体を炉心損傷防止が困難な事故シーケンスとして整理した。
【 炉 心 損 傷 頻 度 】 2.2×10 − ７ ／ 炉 年 （ 点 推 定 値 ）【 全 炉 心 損 傷 頻 度 へ の 寄 与 割 合 】 約 0.3％
(2)

フラジリティ評価の保守性
ａ．評価対象機器／評価部位
原子炉圧力容器の損傷により炉心損傷に至る事故シナリオに対 し て ，比 較 的 大 き な 影 響 を 及 ぼ す 機 器 は ，第 1 表 に 示 す Ｆ Ｖ 重
要 度 か ら ，原 子 炉 圧 力 容 器 の 蒸 気 乾 燥 器 支 持 ブ ラ ケ ッ ト 及 び 原 子
炉 圧 力 容 器 ス タ ビ ラ イ ザ で あ る 。こ れ ら の 構 造 物 の 位 置 関 係 を 第2 図に示す。
ｂ．評価方法
今 回 の フ ラ ジ リ テ ィ 評 価 で は ，決 定 論 に よ る 耐 震 評 価 結 果 に 基
づ き ，耐 力 係 数 と 応 答 係 数 を 用 い た 安 全 係 数 法 に よ り フ ラ ジ リ ティを評価した。
ｃ．フラジリティ曲線の保守性等
蒸気乾燥器支持ブラケット及び原子炉圧力容器スタビライザ
別紙 2−8

の 構 造 強 度 評 価 は ，原 子 炉 圧 力 容 器 の 地 震 応 答 解 析 に よ り 算 出 した 最 大 荷 重 を 用 い て ，そ の 地 震 荷 重（ 最 大 荷 重 ）を 交 番 荷 重 で はな く ，静 的 に 負 荷 さ れ 続 け て い る 状 態 を 想 定 し て 評 価 を 行 っ て お
り，保守的な評価となっている。
(3)

有効性評価における事故シーケンスグループとしての取り扱い
本事故シーケンスの発生頻度は小規模な損傷の影響も含めた評

価 で も 2.2×10 − ７ ／ 炉 年 で あ り ，全 炉 心 損 傷 頻 度（ 7.5×10 − ５ ／ 炉
年 ） に 対 し て 約 0.3％ と 小 さ い 。
また，原子炉圧力容器等の損傷による炉心損傷に至る事故シナ
リオに対して，蒸気乾燥器支持ブラケットの支持機能が喪失したとしても，炉心との間には気水分離器が設置されており直接炉心に 接 触 す る こ と は な く ，ま た ，原 子 炉 圧 力 容 器 ス タ ビ ラ イ ザ の 支 持機能が喪失したとしても，原子炉圧力容器の周囲を囲む原子炉遮へい壁等の存在により原子炉圧力容器が大きく傾くことはなく，その影響は原子炉圧力容器に接続されている配管の一部破損に留まるものと考えられる。この場合は既存のＬＯＣＡシナリオと同様の進展になることが想定される。
以 上 を 総 合 的 に 勘 案 し た 上 で ，本 事 象 に つ い て は ，有 意 な 頻 度 又は影響をもたらす事故シーケンスグループとして新たに追加することは不要と判断した。

2.4

原 子 炉 冷 却 材 圧 力 バ ウ ン ダ リ 喪 失（ Ｅ ｘ ｃ ｅ ｓ ｓ ｉ ｖ ｅ

ＬＯＣ

Ａ）
(1)

想定事故シナリオ
原子炉冷却材圧力バウンダリ喪失については，地震によるスク
別紙 2−9ラム後，逃がし安全弁の開放失敗による原子炉圧力上昇又は地震による直接的な荷重により原子炉格納容器内の原子炉冷却材圧力バウンダリ配管が損傷に至るシナリオを想定している。いずれの場合も原子炉冷却材圧力バウンダリの損傷の規模や影響緩和系による事象収束可能性の評価が困難なため，保守的にＥｘｃｅｓｓ
ｉｖｅ

ＬＯＣＡ相当とし，炉心損傷に至る事故シナリオとして整理している。
【 炉 心 損 傷 頻 度 】 3.0×10 − １ ０ ／ 炉 年 （ 点 推 定 値 ）【 全 炉 心 損 傷 頻 度 へ の 寄 与 割 合 】 0.1％ 未 満①

逃がし安全弁開失敗シナリオ① − (1)

フラジリティ評価の保守性

ａ．評価対象機器／評価部位
事 故 シ ー ケ ン ス と し て は ，過 渡 事 象 や 外 部 電 源 喪 失 ，交 流 電
源 喪 失 ，直 流 電 源 喪 失 の 発 生 時 を 想 定 し て い る が ，い ず れ の ケ
ー ス に お い て も ，逃 が し 安 全 弁 の 機 能 損 傷（ 開 失 敗 ）を 想 定 している。
ｂ．評価方法
今 回 の フ ラ ジ リ テ ィ 評 価 で は ，決 定 論 に よ る 耐 震 評 価 結 果 に
基 づ き ，耐 力 係 数 と 応 答 係 数 を 用 い た 安 全 係 数 法 に よ り フ ラ ジ
リティを評価した。
ｃ．フラジリティ曲線の保守性等
逃 が し 安 全 弁 に つ い て は ，合 計 18 台 設 置 さ れ て い る も の の ，
フ ラ ジ リ テ ィ 評 価 上 は ，機 器 の 完 全 相 関 を 仮 定 し て お り ，単 一機 器 の 評 価 ＝ 全 体 の 評 価 と し て い る 。共 通 原 因 故 障 と し て 単 一
機器の機能喪失を全台機能喪失と仮定すること自体は保守的
別紙 2−10

な 取 り 扱 い で は あ る が ，実 際 に は 機 器 配 置 の 差 な ど ，応 答 に 差があることを踏まえると，さらに余裕があると言える。
① − (2)

有効性評価における事故シーケンスグループとしての取扱い

本事故シーケンスの発生頻度は小規模な損傷の影響も含めた評 価 で も 3.0×10 − １ ０ ／ 炉 年 で あ り ， 全 炉 心 損 傷 頻 度 （ 7.5×10 −５／ 炉 年 ） に 対 し て 0.1％ 未 満 と 小 さ い 。
逃 が し 安 全 弁 開 失 敗 に よ る Ｌ Ｏ Ｃ Ａ シ ナ リ オ と し て ，逃 が し 安

全弁全数破損により原子炉圧力が過剰に上昇し原子炉冷却材圧
力 バ ウ ン ダ リ が 広 範 囲 に 破 損 に 至 る こ と を 想 定 し ，影 響 緩 和 系 に期 待 で き ず 炉 心 損 傷 が 回 避 不 可 と な る ケ ー ス を 考 え ，炉 心 損 傷 直
結としている。
た だ し ， ① − (1)の と お り ， 要 因 と な っ て い る 逃 が し 安 全 弁 の
現 状 の フ ラ ジ リ テ ィ 評 価 に 保 守 的 な 仮 定 を お い て お り ，現 実 的 な
事 故 シ ナ リ オ と し て は ， 合 計 18 台 あ る 逃 が し 安 全 弁 が 同 時 損 傷
す る 可 能 性 は 極 め て 低 い こ と か ら ，Ｅ ｘ ｃ ｅ ｓ ｓ ｉ ｖ ｅ

ＬＯＣ

Ａ に は 至 る こ と な く 影 響 緩 和 系 に よ る 事 象 収 束 が 期 待 で き る 。その た め ，炉 心 損 傷 に 至 る 確 率 が 十 分 小 さ い と 判 断 し ，有 効 性 評 価の事故シーケンスグループとしては取り扱わないこととした。
②

格納容器内配管損傷シナリオ② − (1)

フラジリティ評価の保守性

ａ．評価対象機器／評価部位
本 評 価 で は ，格 納 容 器 内 を 通 る 配 管 に つ い て ，系 統 ご と に 地
震 荷 重 に 対 し て 裕 度 が 小 さ い 部 位 を ，評 価 部 位 と し て 選 定 し た 。
ｂ．評価方法別紙 2−11

今 回 の フ ラ ジ リ テ ィ 評 価 で は ，決 定 論 に よ る 耐 震 評 価 結 果 に
基 づ き ，耐 力 係 数 と 応 答 係 数 を 用 い た 安 全 係 数 法 に よ り フ ラ ジ
リティを評価した。
ｃ．フラジリティ曲線の保守性等
配 管 本 体 に つ い て は ，設 計 に 比 べ て 大 き な 耐 震 裕 度 を 有 し て
お り ，既 往 研 究 結 果 等 か ら も 設 計 想 定 レ ベ ル を 上 回 る 地 震 力 に
対 し て 健 全 性 を 維 持 す る こ と が 確 認 さ れ て い る 。「 配 管 系 終 局
強 度 試 験 」（ 平 成 10 年 度

平 成 15 年 度 ） [ 1 ] に お い て は ， 許 容

応 力 度（ 3Sm）の 10 倍 の 応 力 強 さ に お い て も 塑 性 崩 壊 又 は 疲 労による破損は生じないことなどが確認されている。
上記のような現実的な損傷に対して現実的な評価を行うとす れ ば ，配 管 お よ び 配 管 サ ポ ー ト を 一 体 で モ デ ル 化 し た 応 答 解析 を 行 う 詳 細 法 が 考 え ら れ る が ，今 回 の 評 価 と し て は 保 守 的 な
決定論的評価に基づいた安全係数法により評価しているため，
配 管 系 が 損 傷 に 至 る 地 震 動 の 大 き さ は ，耐 震 評 価 か ら 得 ら れ た
地震動の大きさよりも十分に大きいと考えられる。
格納容器内配管が地震により疲労損傷した場合においても，
大 径 配 管 が 疲 労 に よ り 全 周 破 損 に 至 る 可 能 性 は 小 さ く ，そ の 場
合 ，原 子 炉 冷 却 材 の 流 出 量 は ，Ｌ Ｏ Ｃ Ａ で 想 定 し て い る 流 出 量を大きく下回る。
② − (2)

有効性評価における事故シーケンスグループとしての取扱い

本事故シーケンスの発生頻度は小規模な損傷の影響も含めた評 価 で も 3.0×10 − １ ０ ／ 炉 年 で あ り ， 全 炉 心 損 傷 頻 度 （ 7.5×10 −５／ 炉 年 ） に 対 し て 0.1％ 未 満 と 小 さ い 。
別紙 2−12

格 納 容 器 内 配 管 損 傷 に よ る Ｌ Ｏ Ｃ Ａ シ ナ リ オ と し て ，損 傷 程 度（ 規 模 ， 範 囲 ） を 想 定 す る こ と は 困 難 で あ る も の の ， ② − (1)のと お り ，フ ラ ジ リ テ ィ 評 価 に 保 守 的 な 仮 定 を 置 い て お り ，現 実 的
な 事 故 シ ナ リ オ と し て は ，Ｅ ｘ ｃ ｅ ｓ ｓ ｉ ｖ ｅ

ＬＯＣＡには至ることなく影響緩和系による事象収束が期待できると考えられ
る た め ，炉 心 損 傷 に 至 る 確 率 が 十 分 小 さ い と 判 断 し ，有 効 性 評 価の事故シーケンスグループとしては取り扱わないこととした。

2.5計装・制御系喪失(1)

想定事故シナリオ
地 震 に よ り 計 装・制 御 系 が 損 傷 し た 場 合 ，プ ラ ン ト の 監 視 及 び 制

御ができなくなる可能性があること，発生時のプラント挙動に対する影響が現在の知見では明確でないことから，保守的に直接炉心損傷に至る事故として整理している。
【 炉 心 損 傷 頻 度 】 3.7×10 − １ ０ ／ 炉 年 （ 点 推 定 値 ）【 全 炉 心 損 傷 頻 度 へ の 寄 与 割 合 】 0.1％ 未 満(2)

フラジリティ評価の保守性
ａ．評価対象機器／評価部位
計 測・制 御 系 喪 失 に お い て 評 価 対 象 と な る 電 気 計 装 機 器 は ，制
御 盤 及 び 計 装 ラ ッ ク で あ り ，こ れ ら の 機 能 損 傷 に つ い て 評 価 し ている。
ｂ．評価方法
今 回 の フ ラ ジ リ テ ィ 評 価 で は ，決 定 論 に よ る 耐 震 評 価 結 果 に 基
づ き ，耐 力 係 数 と 応 答 係 数 を 用 い た 安 全 係 数 法 に よ り フ ラ ジ リ ティを評価した。
別紙 2−13ｃ．フラジリティ曲線の保守性等
今 回 の 耐 力 評 価 に 使 用 し て い る 機 能 確 認 済 加 速 度 は ，誤 動 作 を
起 こ す ま で の 試 験 結 果 で あ る 場 合 が 多 く ，電 気 計 装 機 器 の 実 際 の機能損傷レベルに対して余裕のある機能確認済加速度値を採用している。
こ の た め ，機 能 維 持 確 認 済 加 速 度 値 は ，制 御 盤 ，計 装 ラ ッ ク 及
び こ れ ら に 内 蔵 さ れ る 器 具 が 再 使 用 困 難 な 状 態（ 構 造 損 傷 ）と な
る ま で を 検 証 し た 結 果 で は な い こ と か ら ，仮 に 地 震 動 が 機 能 確 認
済加速度値を超過した場合においても一時的な機能喪失にとどま る 可 能 性 が 高 く ，地 震 収 束 後 に 再 起 動 操 作 等 を 適 切 に 実 施 す る
ことにより機能回復が可能と考える。
(3)

有効性評価における事故シーケンスグループとしての取り扱い
本事故シーケンスの発生頻度は復旧可能な機能喪失の影響も含め た 評 価 で も 3.7×10 − １ ０ ／ 炉 年 で あ り ，全 炉 心 損 傷 頻 度（ 7.5×10−５／ 炉 年 ） に 対 し て 0.1％ 未 満 と 小 さ い 。

現実的な事故シナリオとしては，一時的な機能喪失にとどまる機器が多く，地震収束後に再起動操作を適切に実施することで影響緩和系による事象収束が期待できるため，炉心損傷に至る確率
が十分小さいと判断し，有効性評価の事故シーケンスグループとしては取り扱わないこととした。

2.6

格納容器バイパス(1)

想定事故シナリオ
格納容器バイパス事象は，常時開の隔離弁に接続している配管

が格納容器外で破損すると同時に隔離弁が閉失敗することで，原
別紙 2−14

子 炉 冷 却 材 が 流 出 す る 事 象 で あ る 。高 温・高 圧 の 原 子 炉 冷 却 材 が 隔
離 不 能 な 状 態 で 格 納 容 器 外（ 原 子 炉 建 屋 ）へ 流 出 し ，原 子 炉 建 屋 内の 広 範 な 影 響 緩 和 系 に 係 る 機 器（ 電 気 品 ，計 装 品 等 ）が 機 能 喪 失 し ，損傷の規模や影響緩和系による事象収束可能性の評価が困難なため，保守的に直接炉心損傷に至る事故シナリオとして整理している。
【 炉 心 損 傷 頻 度 】 3.2×10 − ８ ／ 炉 年 （ 点 推 定 値 ）【 全 炉 心 損 傷 頻 度 へ の 寄 与 割 合 】 0.1％ 未 満(2)

フラジリティ評価の保守性
ａ．評価対象機器／評価部位
本 事 故 シ ー ケ ン ス に 関 連 す る 機 器 の う ち ，本 事 故 シ ナ リ オ に 対
し て ，比 較 的 大 き な 影 響 を 及 ぼ す 事 象 は ，第 1 表 に 示 す Ｆ Ｖ 重 要
度から，主蒸気ドレン弁（外側）の下流側配管（耐震Ｂクラス）の 地 震 に よ る 損 傷 と ，通 常 開 状 態 で あ る 主 蒸 気 隔 離 弁 及 び 主 蒸 気
ドレン弁（外側）の同時損傷による隔離失敗に至る事象であり，本事象に関連する機器に対する保守性について整理する。
ｂ．評価方法
今 回 の フ ラ ジ リ テ ィ 評 価 で は ，決 定 論 に よ る 耐 震 評 価 結 果 に 基
づ き ，耐 力 係 数 と 応 答 係 数 を 用 い た 安 全 係 数 法 に よ り フ ラ ジ リ ティを評価した。

ｃ．フラジリティ曲線の保守性等
主 蒸 気 ド レ ン 弁（ 外 側 ）の 下 流 側 配 管 に つ い て は ，耐 震 Ｂ ク ラ
ス で あ る た め ，地 震 動 の 大 き さ に 限 ら ず ，地 震 発 生 時 の 損 傷 確 率
を 1.0 と し て い る が ，実 際 に は ，当 該 配 管 に つ い て も 一 定 の 裕 度を 有 し て い る こ と を 踏 ま え る と ，保 守 性 が 確 保 さ れ て い る も の と
別紙 2−15

判断できる。
主蒸気隔離弁及び主蒸気ドレン弁（外側）のフラジリティは，
既往加振試験で得られた加速度の上限値を機能維持限界としてい る が ，加 振 試 験 で 機 能 損 傷 が 確 認 さ れ て い な い た め ，実 際 に 機能損傷に至るには余裕があるものと考えられる。
(3)

有効性評価における事故シーケンスグループとしての取り扱い
本 事 故 シ ー ケ ン ス の 発 生 頻 度 は （ 2） フ ラ ジ リ テ ィ の 保 守 性 も 含

め た 評 価 で も 3.2×10 − ８ ／ 炉 年 で あ り ， 全 炉 心 損 傷 頻 度 （ 7.5×10−５／ 炉 年 ） に 対 し て 0.1％ 未 満 と 小 さ い 。

た だ し ，(2)の と お り ，主 蒸 気 ド レ ン 弁（ 外 側 ）の 下 流 側 配 管（ 耐震 Ｂ ク ラ ス ）に つ い て ，地 震 動 の 大 き さ に 限 ら ず 損 傷 確 率 を 1.0 とし て お り ，実 際 に は 一 定 の 裕 度 が 確 保 さ れ て い る こ と ，主 蒸 気 隔 離弁及び主蒸気ドレン弁について，評価に用いている機能維持加速
度に一定の裕度が確保されているものと考えられることから，実際には本事故シーケンスの発生頻度は更に低くなると判断できる。
以 上 を 総 合 的 に 勘 案 し た 上 で ，本 事 象 に つ い て は ，有 意 な 頻 度 又は影響をもたらす事故シーケンスグループとして新たに追加することは不要と判断した。

2.7

防潮堤損傷

(1)

想定事故シナリオ
津波波力により防潮堤が損傷し，多量の津波が敷地内に浸水す

る こ と で ，非 常 用 海 水 ポ ン プ が 被 水・没 水 し て 最 終 ヒ ー ト シ ン ク が喪失するとともに，屋内外の施設が広範囲にわたり機能喪失して炉心損傷に至る事故シーケンスである。実際には津波波力による
別紙 2−16

防潮堤の損傷の程度により，発生する事象の厳しさは以下のとおりの範囲を有している。
＜小規模な損傷の場合＞
T.P. ＋ 24m を 超 え る 津 波 に よ り 防 潮 堤 の 一 部 が 損 傷 し た 場 合
は ，原 子 炉 建 屋 へ の 浸 水 箇 所 や 浸 水 量 の 程 度 に よ っ て は ，原 子 炉
隔離時冷却系による原子炉注水に期待できる場合がある。
＜大規模な損傷の場合＞
T.P.＋ 24m を 超 え る 津 波 に よ り 防 潮 堤 が 倒 壊 す る 等 ，大 規 模 な損傷が発生した場合は，敷地内に多量の津波が浸水することで，屋内外の施設が広範囲にわたり機能喪失して炉心損傷に至る。
【 炉 心 損 傷 頻 度 】 3.3×10 − ７ ／ 炉 年 （ 点 推 定 値 ）【 全 炉 心 損 傷 頻 度 へ の 寄 与 割 合 】 0.4％
(2)

フラジリティ評価の保守性
今回のフラジリティ評価では，津波高さが防潮堤耐力を確認して い る T.P.＋ 24.0m を 超 え た 時 点 で 防 潮 堤 の 損 傷 確 率 を 1.0 と 仮
定 し て い る が ， 実 際 に は T.P.＋ 24.0m を 超 え る 津 波 に 対 し て も ある一定程度は防潮堤が健全であると考えられるため，保守性を有していると考えられる。
(3)

有効性評価における事故シーケンスグループとしての取扱い
本 事 故 シ ー ケ ン ス グ ル ー プ の 炉 心 損 傷 頻 度 は 3.3×10 − ７ ／ 炉 年

で あ り ， 全 炉 心 損 傷 頻 度 （ 7.5×10 − ５ ／ 炉 年 ） に 占 め る 割 合 が 1％
未 満 と 小 さ い 。ま た ，防 潮 堤 損 傷 時 は 敷 地 内 に 多 量 の 津 波 が 流 入 す
ることにより，屋内外の施設が広範囲にわたり機能喪失することが考えられるが，津波による影響の程度を特定することが難しく，不確かさが大きいため，新たな事故シーケンスグループとして追別紙 2−17

加する必要はないと判断した。

3.

まとめ
地 震・津 波 Ｐ Ｒ Ａ 特 有 の 事 故 シ ー ケ ン ス に つ い て は ，本 来 は ，Ｐ Ｒ

Ａ評価においても，損傷の程度に応じて影響緩和系による事象収束
可否を詳細に評価することが望ましいが，現段階では損傷の規模や範囲の特定は困難かつ不確実さが大きく，これら事故シーケンスが発生した場合の事象進展，対策の成立性などについて評価を行うことが現実的ではないことから，保守的に炉心損傷に直結するものとして取り扱うこととしている。
これらの事故シーケンスについては，保守的に実施した今回の地
震・津 波 Ｐ Ｒ Ａ に お い て も ，発 生 頻 度 や 全 炉 心 損 傷 頻 度 に 対 す る 寄 与
割 合 は 小 さ く ，さ ら に ，現 実 的 な 耐 力 や 事 故 シ ナ リ オ を 考 慮 す る こ とに よ り ，そ の 多 く の 場 合 は ，炉 心 損 傷 に 至 ら な い か ，す で に 想 定 さ れている事故シーケンスグループに包含されるものと考えられる。
ま た ，各 事 故 シ ー ケ ン ス が 発 生 し た 際 の 影 響 に つ い て は ，炉 心 損 傷に至らない小規模な事象から，地震により建屋全体が崩壊し内部の
安 全 系 機 器・配 管 の 全 て が 機 能 を 喪 失 す る よ う な 深 刻 な 事 故 や ，津 波
により屋内外の施設が広範囲にわたり機能喪失する事故まで，事象
発 生 時 に プ ラ ン ト に 及 ぼ す 影 響 は 大 き な 幅 を 有 す る 。し た が っ て ，これ ら の 地 震・津 波 Ｐ Ｒ Ａ 特 有 の 事 故 シ ー ケ ン ス は ，炉 心 損 傷 防 止 対 策の有効性評価の事故シーケンスグループとして単独で定義するもの
ではなく，発生する事象の程度や組合せに応じて対応していくべきも の で あ る 。具 体 的 に は ，炉 心 損 傷 に 至 ら な い 小 規 模 な 事 象 の 場 合 には，使用可能な炉心損傷防止対策や格納容器破損防止対策を柔軟に
別紙 2−18

活 用 す る こ と が 可 能 で あ る と 考 え ら れ る 。ま た ，建 屋 全 体 が 崩 壊 し 内部の安全系機器・配管の全てが機能喪失するような深刻な事故の場
合 に は ，可 搬 型 の ポ ン プ・電 源 ，放 水 砲 等 を 駆 使 し た 大 規 模 損 壊 対 策による対応も含め，臨機応変に影響緩和対策を試みることで対応していくことが可能と考えられる。
以上のとおり頻度及び影響の観点から検討した結果，これらの事
故シーケンスについては，設置許可基準規則の解釈に基づき想定す
る事故シーケンスグループと比較して，新たに追加する必要はないと総合的に判断した。
以上【参考文献】[1] (財 )原 子 力 発 電 技 術 機 構

原子力発電施設耐震信頼性実証に関する報告書，配管系終局強度， 平 成 10 年 度 〜 平 成 15 年 度

別紙 2−19

第 1表
事故シーケンス

原子炉圧力容器損傷

起因事象／

設備

損傷モード

原子炉圧力容器

構造損傷

影響緩和機能原子炉圧力容器損傷

ＦＶ重要度

原子炉圧力容器スタビ

格納容器バイパス

蒸気乾燥器支持ブラケット付根部

ＨＣＬＰＦ
（ G）

ＦＶ重要度

1 .2 9

1.0 E -0 2

構造損傷

ロッド

1 .5 99.2 E- 0 4

原子炉遮へい壁

構造損傷

開口集中部

1 .8 1

1.8 E- 0 4

主蒸気ドレン弁（外側）

機能損傷

―

1 .1 5

9.9 E- 0 5

原子炉隔離時冷却系配

構造損傷

配管本体

2 .6 32.0 E- 0 5

機能損傷

―

1 .4 7

1. 4 E-0 5

ライザ
格納容器バイパス

評価部位

管

別紙 2−20

給水逆止弁※（鉛直方向評価）（ 2 .3 2 ）

主蒸気隔離弁機能損傷―

2 .9 91.9 E- 0 6

原子炉冷却材浄化系配

構造損傷

配管本体

3 .5 85.4 E- 0 7

主蒸気系配管

構造損傷

配管本体

3 .7 5

3.3 E- 0 7

給水配管

構造損傷

配管本体

5 .4 7

3.4 E- 1 0

主蒸気ドレン弁（内側）

機能損傷

―

5 .3 5

2.6 E- 1 0

原子炉隔離時冷却系蒸

機能損傷

―

3 .9 6＜ 1 .0 E - 16

管（鉛直方向評価）（ 6 .2 5 ）

機能損傷

―

6 .8 1＜ 1. 0E - 16

構造損傷

配管本体

7 .0 0＜ 1. 0E - 16

気隔離弁
原子炉冷却材浄化系隔※離弁
主蒸気ドレン配管（内側）※

鉛直方向のフラジリティを水平方向に換算した値

原子炉圧力容器スタビライザ

格納容器スタビライザ
格納容器

原子炉圧力容器
格納容器上部シアラグ
原子炉遮へい壁ダイアフラムフロア

ドライウェル
原子炉圧力容器ペデスタル

格納容器下部シアラグ
サプレッション・チェンバ

第１図格 納 容 器（ 格 納 容 器 ス タ ビ ラ イ ザ ，格 納 容 器 下 部 シ ア ラ グ ）の概要図

別紙 2−21

原子炉圧力容器
スタビライザブラケット

原子炉圧力容器内壁

蒸気乾燥器
支持ブラケット

蒸気乾燥器
支持ブラケット

蒸気乾燥器

蒸気乾燥器支持ブラケット構造図
原子炉圧力容器
スタビライザブラケット

原子炉遮へい壁

気水分離器

原子炉圧力容器炉心
原子炉圧力容器
スタビライザ

格納容器

格納容器
スタビライザ

原子炉圧力容器
スタビライザブラケット

原子炉遮へい壁
原子炉圧力容器原子炉圧力容器スタビライザ構造図
第 2図

原子炉圧力容器（蒸気乾燥器支持ブラケット，
原子炉圧力容器スタビライザ）の概要図

別紙 2−22

別紙 3
諸外国における炉心損傷防止対策の調査結果について

1.

調査方法
諸外国（米国及び欧州）の既設プラントにおいて整備している先進的な炉心損傷防止対策について，以下の書類等から調査を実施した。
・原子力規制機関（米国ＮＲＣ，ドイツＢＭＵ等）の規制要求文書
・米国における最終安全解析書（ＦＳＡＲ）等の事業者文書
・欧州におけるストレステスト報告書
また，原子力規制関係の調査委託会社の提携先である国外コンサル
ティング機関から得られる情報，国外原子力関係者を招いたセミナー
での情報，国外原子力プラントの視察情報等についても調査を実施した （ 図 1 参 照 ）。

2.

調査結果
調査可能な範囲内で得られた国外既設プラントにおける炉心損傷防止 対 策 に つ い て ，東 海 第 二 発 電 所 の 対 策 と 比 較 し た 結 果 を 表 1 に 示 す 。
な お ，表 1 で は 事 故 シ ー ケ ン ス グ ル ー プ ご と に 対 策 を 整 理 し て い る が ，
国外既設プラントにおける炉心損傷防止対策については，各対策のサ
ポート系等の詳細な情報が一部公開されていないため，各事故シーケ
ンスグループの条件下で使用可能か判断できない対策については使用可能と仮定して記載している。
表 1 のとおり，東海第二発電所の対策は，全ての事故シーケンスグ
ループにおいて，国外既設プラントで整備されている対策と同等であることを確認した。
なお，「 Ｌ Ｏ Ｃ Ａ 時 注 水 機 能 喪 失 」の 事 故 シ ー ケ ン ス グ ル ー プ に つ いては，諸外国においても全ての破断面積に対して炉心損傷を防止できるような設備対策はとられていないことを確認した。
別紙 3−1

【原子力規制機関の規制要求文書】【事業者文書】
・米国の最終安全解析書（ＦＳＡＲ）
・米国の個別プラントの安全解析評価（ＩＰＥ）【米国】
原子力規制委員会（ＮＲＣ）
・連邦規則（１０ＣＦＲ）
・ Regulatory Guide

等
等

【ドイツ】
環境・自然保護・原子炉安全省（ＢＭＵ）

別紙 3−2

・ＢＭＵ規則指針
・原子力安全委員会（ＲＳＫ）勧告
・原子力技術基準委員会（ＫＴＡ）技術基準
等【欧州ストレステスト報告書】
・各国の規制当局によるストレステスト国別最終報告書
・ストレステスト欧州ピアレビュー報告書
・ストレステスト後のアクションプラン
等【スウェーデン】
放射線安全機関（ＳＳＭ）
・ＳＳＭ規制コード（ＳＳＭＦＳ）
等【フィンランド】
放射線防護・原子力安全センター（ＳＴＵＫ）
・ 安 全 設 計 審 査 指 針 （ Guide YVL 1.0）
等

図 1

【その他】
・国外コンサルティング会社から得られる情報
・国外関係者を招いて行ったセミナーでの情報
・国外原子力プラントの視察情報
等諸外国における炉心損傷防止対策の調査対象

表1
分類
1

事故シーケンスグループ
高圧・低圧注水
機能喪失

機能
炉心冷却

高圧注水・減圧
機能喪失

炉心損傷防止対策に係る設備又は操作
米国
ドイツ・ディーゼル駆動消火ポ ・独立非常用系の中圧注
ンプ(RHR 経由)
入ポンプ
・高圧サービス水系（RHR ・サービス水系（RHR 経経由）由）・RHRSW (RHR 経由)
・復水ポンプ（給水ポン・制御棒駆動機構ポンプ
プ バ イパス ライ ン 追・復水ポンプ設）
・インターナルポンプ・
シール水系ポンプ・ほう酸水注入系ポンプ
・制御棒駆動水系ポンプ
・サプレッションプール
ドレンポンプ（RHR 経
由）・1 次系満水ポンプ

フィンランド・火災用ポンプ，ブース
ターポンプ（専用電源
有り）

給水源

・代替淡水貯槽・復水貯蔵タンク・西側淡水貯水設備
・ろ過水貯蔵タンク
・純水貯蔵タンク・原水タンク・海水・代替淡水貯槽への補給-西側淡水貯水設備，海水等

・防火用水タンク
・飲料水系
・復水貯蔵タンクへの補給-脱塩水貯蔵タンク，
復水器 H/W，燃料プール，他ユニット貯蔵
タンク-消火用水系，公共の消火水，水道水等

まとめ

上述の調査結果より，東海第二発電所の対策は，諸外国の既設プラントで整備されている対策と同等であることを確認した。

原子炉減圧

・過渡時自動減圧機能
・原子炉減圧機能の信頼性向上-非常用蓄電池の増強-予備の高圧窒素ガスボンベ-窒素発生装置

まとめ

上述の調査結果より，東海第二発電所の対策は，諸外国の既設プラントで整備されている対策と同等であることを確認した。

・河川水・復水貯蔵タンクへの補給-消火用水・ほう酸溶液タンクへの
補給
-消火用水

・多様化炉容器減圧系（11 個の逃がし安全弁のうち 3 個に電動弁に よ るバイ パス ラ イ
ンを追設）

対策の概要
欧米では，既設又は追設する常設ポンプ及び可搬型ポンプによる多様な代替炉心冷却手段を整備している。
東海第二発電所においても，既設，追設する常設
ポンプ及び可搬型ポンプによる代替炉心冷却手段
を対策としている。

−

・可搬型ポンプ

・過渡時の減圧自動化ロジック
・自動減圧機能の信頼性向上-追加直流電源-追加の窒素供給系-ケーブル性能の確保注)

・可搬型消火ポンプ（サービス水系-RHR 経由）

スウェーデン

・可搬型代替注水中型ポンプ
・可搬型代替注水大型ポンプ

別紙 3−32

東海第二発電所
・常設低圧代替注水系ポンプ
・常設高圧代替注水系ポンプ
・代替循環冷却系ポンプ
・復水ポンプ・電動消火ポンプ・ディーゼル駆動消火ポンプ
・復水移送ポンプ
・制御棒駆動水圧系ポンプ
・ほう酸水注入ポンプ

諸外国における炉心損傷防止対策と東海第二発電所の対策との比較（1／6）

・可搬型ポンプ−
・脱塩水タンクへの補給
-脱塩水系
-消火系
・消火系への補給-純水系（重力による移送）・過渡時の減圧自動化ロ
ジック

・脱塩水タンクへの補給-消火系
・消火系への補給-原水池・減圧機能の信頼性向上-バックアップ用窒素ボンベ-消火系からの水圧による開欧米では，既設タンクへの補給手段の確保や河川水等の給水源を整備している。
東海第二発電所においては，耐震性のあるタンクの追設及びタンクへの補給手段を整備することとしている。

欧米では，過渡時自動減圧ロジックの追加や自動減圧機能の信頼性向上対策を整備している。また，米国ではシビアアクシデント時の温度環境下において，減圧機能に必要なケーブルが機能を維持できることを評価している。
東海第二発電所においても，過渡時自動減圧機
能の追加及び原子炉減圧機能の信頼性向上対策を整備することとしている。また，シビアアクシデン
ト時の減圧機能に必要なケーブルについては，過酷な条件下で機能維持可能であるよう対応することとしている。

下線部：有効性評価において有効性を確認する対策
注：本件は，米国において NRC の要請によって実施された，内部事象に対する個別プラント評価（IPE）に関連して，NRC により出された Generic Letter 88-20 追補 1 の添付 2 より抽出したもの

表1
分類
3

事故シーケンスグループ
全交流動力電源
喪失

機能
電源設備
（交流電
源）

電源設備
（直流電
源）

東海第二発電所
・常設代替高圧電源装置

諸外国における炉心損傷防止対策と東海第二発電所の対策との比較（2／6）
炉心損傷防止対策に係る設備又は操作
米国
ドイツ
スウェーデン
・非常用ディーゼル発電 ・独立非常用系用ディー ・ガスタービン発電機機の追加設置
ゼル発電機
・ガスタービン発電機

フィンランド・非常用ディーゼル発電機の信頼性向上-起動用バッテリ追設-燃料タンクの配備-除熱系を 2 系統（海水，空冷）設置・非常用ディーゼル発電機の追加
・ガスタービン発電機

別紙 3−4・可搬型代替低圧電源車

・可搬型ディーゼル発電機

・可搬型ディーゼル発電機

・可搬型ディーゼル発電機

・可搬型発電機・高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機から非常用母線への電源
融通・ユニット間の交流電源
クロスタイ・水力発電ユニット

・隣接ユニット間での交流電源の接続・第 3 の送電線（地中埋設）

・小型可搬型ディーゼル
発電機（サイト外）

・ユニット間の交流電源
クロスタイ・近隣発電所からの受電・地域電力会社からの受電

・非常用蓄電池の給電時間延長-バッテリ容量増加-負荷の切り離し・緊急用 125V 系蓄電池
・代替交流電源による非常用直流電源の確保-常設代替高圧電源装置，
高圧炉
心スプレイ系ディーゼル発電
機からの電源融通
・代替交流電源による緊急用直流電源の確保-エンジン発電機による給電
・可搬型代替直流電源設備（可搬型整流器及び可搬型代替低圧電源車）

・非常用バッテリの給電
時間延長-バッテリ容量増加-不要負荷の切り離し-非安全関連バッテリの設置（非常用バッ
テリの負荷軽減）

・バッテリ容量の増加
・独立非常用系バッテリ

・不要負荷の切り離しによる バッ テ リ容 量 保
持・携帯型バッテリから所
内バッテリへの充電

・可搬型ディーゼル発電
機 か らバッ テリ へ の充電

・SA 設備への給電バッ
テリ・原子炉隔離時冷却系ポ ・原子炉隔離時冷却系ポンプ
ンプ
・ディーゼル駆動消火ポ
ンプ
・SBO の影響を受けないポンプ（（サービス水
系-給水系経由の注水）（水源：河川，湖，貯水池，海など））

・蒸気タービン駆動の高圧注入系

炉 心 冷 却 ・原子炉隔離時冷却系ポンプ（ 交 流 電 ・常設高圧代替注水系ポンプ
源復旧前） ・ディーゼル駆動消火ポンプ

・可搬型代替注水中型ポンプ
・可搬型代替注水大型ポンプ

下線部：有効性評価において有効性を確認する対策

・可搬型ポンプ−

・可搬型消火ポンプ（サービス水系-RHR 経由）

欧米では，常設又は可搬型の代替直流電源設備を整備しており，非常用バッテリについては，容量増加及び不要負荷の切り離しにより給電可能時間を延長させる対策を整備している。
東海第二発電所においても，常設及び可搬型の代替直流電源設備を整備することとしており，常設の非常用蓄電池については，容量増加及び負荷の切り離しにより給電可能時間を延長させる対策を整備することとしている。また，代替の交流電源から充電器を介した直流電源の給電方法を整備することとしている。

・可搬型発電機からバッ
テリへの充電−・可搬型ポンプ−対策の概要
欧米では，常設及び可搬型の代替交流電源設備
並びに隣接ユニット間の電源融通等を整備している。
東海第二発電所においても，常設及び可搬型の代替交流電源設備を整備することとしている。また，東海第二発電所は単独立地プラントであるため，高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機から非常用母線への電源融通を整備している。

欧米では，交流電源に依存しない常設又は可搬型ポンプによる代替炉心冷却手段を整備している。
東海第二発電所においても，交流電源に依存しない常設及び可搬型ポンプによる代替炉心冷却手段を整備することとしている。

表1
分類
3

事故シーケンスグループ
全交流動力電源喪失

機能東海第二発電所
炉 心 冷 却 ・原子炉隔離時冷却系ポンプ（ 交 流 電 ・常設高圧代替注水系ポンプ
源復旧後） ・ディーゼル駆動消火ポンプ
・残留熱除去系ポンプ
・常設低圧代替注水系ポンプ

最終ヒー
トシンク

諸外国における炉心損傷防止対策と東海第二発電所の対策との比較（3／6）
炉心損傷防止対策に係る設備又は操作
米国
ドイツ
スウェーデン・原子炉隔離時冷却系ポ ・原子炉隔離時冷却系ポ ・蒸気タービン駆動の高
ンプ
ンプ
圧注入系
・ディーゼル駆動消火ポ ・独立非常用系の中圧注
ンプ
入ポンプ
・SBO の影響を受けないポンプ（（サービス水
系-給水系経由の注水）（水源：河川，湖，貯水池，海など））

・可搬型代替注水中型ポンプ
・可搬型代替注水大型ポンプ

・可搬型ポンプ

・格納容器圧力逃がし装置（手動操作可能）
・耐圧強化ベント系（手動操作可
能）・緊急用海水系（交流電源の復旧が必要）

・耐圧強化ベント系（手動操作可能）
・原 子炉冷却 材浄化系
(S/P 除熱)・可搬型消火ポンプ（サービス水系-RHR 経由）
・フィルタベント系（手動操作可能）
・独立非常用系（ヒ−ト
シンク：冷却塔，地下水，河川）・必須サービス水系（ヒートシンク：河川）フィンランド・火災用ポンプ，ブース
ターポンプ（専用電源有り）

・可搬型ポンプ−・フィルタベント系（ラプチ ャデ ィ スク に よる自動起動）

別紙 3−5・フィルタベント系（ラプチャディスク）・フィルタを経由しない
大 容量 圧力 逃 が し装置 （ラ プチ ャ デ ィスク）・代替最終ヒートシンク（ 冷却 塔及 び 既 存ポ
ンプの利用）−

・代替格納容器スプレイ-ディーゼル駆動消火ポンプ-常設低圧代替注水系ポンプ（交流電源の復旧が必要）-代替循環冷却系ポンプ（交流電源の復旧が必要）
・代替格納容器スプレイ-可搬型代替注水中型ポンプ

欧米では，交流電源がなくても動作可能なフィ
ルタベント系や耐圧強化ベント系を整備しており，大気を最終ヒートシンクとする対策をとっている。また，代替交流電源により動作可能な最終ヒートシンクを整備している。
東海第二発電所においても，交流電源がなくても動作可能な格納容器圧力逃がし装置及び耐圧強化ベント系を整備することとしており，大気を最終ヒートシンクとする対策としている。また，緊急用海水系及び可搬型ポンプによる海水をヒートシンクとする対策を整備することとしている。

・可搬型代替注水大型ポンプ

格納容器
注水

対策の概要
ドイツ及びフィンランドでは，専用の電源により動作可能なポンプを整備している。
東海第二発電所においても，代替交流電源により動作可能な残留熱除去系ポンプ，常設低圧代替
注水系ポンプを整備することとしている。

−

・代替格納容器スプレイ-ディーゼル駆動消火ポンプ

・代替格納容器スプレイ-可搬型ポンプ-可搬型代替注水大型ポンプ

−

−

−

・代替格納容器スプレイ-火災防護系のディー
ゼル駆動ポンプ

・代替格納容器スプレイ-火災防護系ポンプ（専用 DG 有）・S/P への注水-可搬型消火ポンプ（サービス水系-RHR
経由）

・代替格納容器スプレイ-可搬型ポンプ

1 と同様

1 と同様

−

欧米では，交流電源に依存しない常設又は可搬型ポンプによる代替格納容器スプレイ手段を整備している。また，専用電源を持つポンプによる代替
格納容器スプレイ手段を整備している。
東海第二発電所においても，交流電源に依存しない常設及び可搬型ポンプによる代替格納容器ス
プレイ手段を整備することとしている。また，代替電源から給電する低圧代替注水ポンプによる代替
格納容器スプレイ手段を対策としている。

給水源
1 と同様
まとめ

1 と同様

1 と同様

上述の調査結果より，東海第二発電所の対策は，諸外国の既設プラントで整備されている対策と同等であることを確認した。

下線部：有効性評価において有効性を確認する対策

1 と同様

表1
分類
4-1

事故シーケンスグループ
崩壊熱除去機能喪失（取水機能
喪失）

機能
最終ヒー
トシンク

諸外国における炉心損傷防止対策と東海第二発電所の対策との比較（4／6）

東海第二発電所
・緊急用海水系
・格納容器圧力逃がし装置
・耐圧強化ベント系
・ドライウェル内ガス冷却装置

米国

炉心損傷防止対策に係る設備又は操作
ドイツ

スウェーデン

3 と同様

3 と同様

3 と同様

3 と同様

欧米では，フィルタベント系や耐圧強化ベント系を整備しており，大気を最終ヒートシンクとする対策をとっている。また，冷却塔等の代替最終ヒートシンクを整備している。
東海第二発電所においても，格納容器圧力逃がし装置及び耐圧強化ベント系を整備することとしており，大気を最終ヒートシンクとする対策としている。また，緊急用海水系を整備することとしている。

1 と同様※

1 と同様※

1 と同様※

1 と同様※

1 と同様

・代替格納容器スプレイ-ディーゼル駆動消火
ポンプ

・D/W，W/W スプレイ-サービス水系・代替格納容器スプレイ-火災防護系のディー
ゼル駆動ポンプ

・代替格納容器スプレイ-火災防護系ポンプ（専用 DG 有）・代替格納容器スプレイ-可搬型代替注水中型ポンプ-可搬型代替注水大型ポンプ

・代替格納容器スプレイ-可搬型ポンプ・S/P への注水-可搬型消火ポンプ（サービス水系-RHR
経由）

・代替格納容器スプレイ-可搬型ポンプ

欧米では，常設又は可搬型ポンプによる代替格
納容器スプレイ手段を整備しており，格納容器ス
プレイ機能を多様化している。
東海第二発電所においても，常設及び可搬型ポンプによる代替格納容器スプレイ手段を整備することとしており，格納容器スプレイ機能の多様化を対策としている。

1 と同様

1 と同様

1 と同様

1 と同様

・可搬型代替注水大型ポンプ

炉心冷却

別紙 3−6

格納容器
注水

対策の概要

フィンランド・常設低圧代替注水系ポンプ
・代替循環冷却系ポンプ
・常設高圧代替注水系ポンプ
・電動消火ポンプ・ディーゼル駆動消火ポンプ
・復水移送ポンプ・ほう酸水注入ポンプ
・可搬型代替注水中型ポンプ
・可搬型代替注水大型ポンプ

・代替格納容器スプレイ-常設低圧代替注水系ポンプ-代替循環冷却系ポンプ-電動消火ポンプ-ディーゼル駆動消火ポンプ-復水移送ポンプ

−

給水源

まとめ

1 と同様

上述の調査結果より，東海第二発電所の対策は，諸外国の既設プラントで整備されている対策と同等であることを確認した。

下線部：有効性評価において有効性を確認する対策。
※：取水機能の喪失により動作できないものは除く。

1 と同様

表1
分類
4-2

事故シーケンスグループ
崩壊熱除去機能喪失（RHR 機能喪
失）

機能
最終ヒー
トシンク

諸外国における炉心損傷防止対策と東海第二発電所の対策との比較（5／6）

東海第二発電所
・格納容器圧力逃がし装置
・耐圧強化ベント系
・ドライウェル内ガス冷却装置

米国

炉心損傷防止対策に係る設備又は操作
ドイツ

スウェーデン

対策の概要

フィンランド

4-1 と同様

4-1 と同様

4-1 と同様

4-1 と同様

欧米では，フィルタベント系や耐圧強化ベント系を整備しており，大気を最終ヒートシンクとする対策をとっている。また，冷却塔等の代替最終ヒートシンクを整備している。
東海第二発電所においても，格納容器圧力逃がし装置及び耐圧強化ベント系を整備することとしており，大気を最終ヒートシンクとする対策とし
ている。

1 と同様

1 と同様

1 と同様

1 と同様

1 と同様

1 と同様

4-1 と同様

4-1 と同様

4-1 と同様

4-1 と同様

4-1 と同様

4-1 と同様

1 と同様

1 と同様

1 と同様

1 と同様

1 と同様

1 と同様

炉心注水

格納容器
注水
給水源

5

原子炉停止機能喪失

上述の調査結果より，東海第二発電所の対策は，諸外国の既設プラントで整備されている対策と同等であることを確認した。

原子炉停
止

・ほう酸水注入系（手動）・ＡＴＷＳ緩和設備（代替原子炉
再循環系ポンプトリップ機能）
・ＡＴＷＳ緩和設備（代替制御棒
挿入機能）

まとめ

上述の調査結果より，東海第二発電所の対策は，諸外国の既設プラントで整備されている対策と同等であることを確認した。

別紙 3−7

まとめ

6

LOCA 時注水機能喪失

・ほう酸水注入系（自動） ・緊急 ほう酸水注 入系
・ほう酸水注入系のほう（手動）
酸濃度の増加・CRD 系，原子炉冷却材
浄化 系によ る ほ う酸
水注入・代替制御棒挿入回路
・ATWS 原子炉再循環ポ
ンプトリップ・MSIV 閉後 ATWS 時の炉
圧高 で給水 ポ ン プト
リップロジック追加

・ほう酸水注入系（手動又は自動）・バックアップスクラム
回路（制御棒の電動挿
入 ， 再循 環 ポン プ減速）

・ほう酸水注入系（自動）欧米では，代替制御棒挿入回路及び原子炉再循
環ポンプトリップ回路の導入や，ほう酸水注入系を整備している。
東海第二発電所においても，ＡＴＷＳ緩和設備（代替原子炉再循環系ポンプトリップ機能）及びＡＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機能）を導入することとしている。また，ほう酸水注入系を整備し
ている。

炉心冷却
1 と同様

1 と同様

1 と同様

1 と同様

1 と同様

1 と同様

原子炉減
圧

2 と同様

2 と同様

2 と同様

2 と同様

2 と同様

2 と同様

最終ヒー
トシンク

4-1 と同様

4-1 と同様

4-1 と同様

4-1 と同様

4-1 と同様

4-1 と同様

格納容器
注水

4-1 と同様

4-1 と同様

4-1 と同様

4-1 と同様

4-1 と同様

4-1 と同様

1 と同様

1 と同様

1 と同様

1 と同様

1 と同様

1 と同様

給水源
まとめ

上述の調査結果より，東海第二発電所の対策は，諸外国の既設プラントで整備されている対策と同等であることを確認した。
なお，「LOCA 時注水機能喪失」において，炉心損傷を防止するためには，LOCA の破断面積によっては大容量のポンプが自動的に動作する必要があるが，そのような対策は確認できなかったことから，諸外国においても全ての破断面積の大きさに対応できるような設備対策は取られていないことを確認した。

下線部：有効性評価において有効性を確認する対策

表1
分類
7

事故シーケンスグループ
インターフェイ
スシステム LOCA

機能
炉心冷却

東海第二発電所
・健全な原子炉注水設備で対応

諸外国における炉心損傷防止対策と東海第二発電所の対策との比較（6／6）
炉心損傷防止対策に係る設備又は操作
米国
ドイツ
・既存設備で対応
−

格納容器
バイパス
防止等

まとめ

・破損個所の検出，隔離（既設の計装）
・原子炉減圧，水位制御・破損個所の検出，隔離（既設の計装）
・原子炉の減圧（破断口からの流出量低減）

スウェーデンフィンランド−−−−・隔離弁の自動閉止又は代替 隔 離弁 の 閉止 による 格 納容 器 隔離 機能の確保

上述の調査結果より，東海第二発電所の対策は，諸外国の既設プラントで整備されている対策と同等であることを確認した。

下線部：有効性評価において有効性を確認する対策

対策の概要
米国では，既存設備を用いて炉心冷却を実施することとしている。
東海第二発電所においては，健全な原子炉注水設備（既設ポンプ，新設ポンプ）を用いて炉心冷却を実施することとしている。
米国では，既存の計装等から破損個所の検出，隔離手段と，原子炉の減圧手順を整備しており，破断個所からの流出量を低減している。ドイツにおいては，格納容器隔離手段として代替隔離弁を設置している。
東海第二発電所においては，米国と同様に，既存の計装等から破損個所の検出，隔離手段と，原子炉の減圧手順を整備することとしており，破断個所からの流出量低減を対策としている。

別紙 3−8

別紙 4
ＴＢＷシーケンスの炉心損傷防止対策及び着眼点に基づく評価を踏まえた重要事故シーケンスの選定について

ＴＢＷシーケンスは，高圧炉心スプレイ冷却系による炉心冷却に成功するが，非常用電源の喪失により崩壊熱除去機能が喪失し，炉心損傷に至るシーケンスである。東海第二発電所の出力運転時内部事象レベル１ＰＲＡでは，ＴＢＷシ
ーケンスはＴＷシーケンスの一部として整理している。
事故シーケンスグループ「崩壊熱除去機能喪失」に分類されるＴＢＷシーケ
ンス(非常用電源の喪失による崩壊熱除去機能喪失)に対する炉心損傷防止対策，及び着眼点に基づく評価を踏まえた重要事故シーケンスの選定について以
下に示す。

1.

ＴＢＷシーケンスの炉心損傷頻度
ＴＢＷシーケンスの炉心損傷頻度を表 1 に示す。表 1 に示すとおり，ＴＢ
Ｗシーケンスは事故シーケンスグループ「崩壊熱除去機能喪失」のドミナン
トシーケンスとはならないが，事故シーケンスグループ別炉心損傷頻度に対して約 7.9％の寄与を持っている。

表1

ＴＢＷシーケンスの炉心損傷頻度
炉心損傷頻度
（ＣＤＦ）
（／炉年）

ＴＷ

ＴＢＷ
ＴＢＷ
(ＳＲＶ再閉鎖失敗)

全ＣＤＦへの寄与割合

事故シーケンス
グループ別ＣＤＦ
への寄与割合6.0E-05

99.8％

100％

4.7E-06

7.8％

7.8％

2.5E-08

＜0.1％

＜0.1％

別紙 4−1

2.

「崩壊熱除去機能喪失」に対応する炉心損傷防止対策
事故シーケンスグループ「崩壊熱除去機能喪失」に対応する炉心損傷防止対策については，「残留熱除去系が故障した場合」及び「取水機能が喪失した場合」を想定し，以下の炉心損傷防止対策の有効性を確認している。
「残留熱除去系が故障した場合」：
・格納容器圧力逃がし装置又は耐圧強化ベント「取水機能が喪失した場合」：
・緊急用海水系（常設代替高圧電源装置による給電）

このうち，「残留熱除去系が故障した場合」を想定して有効性を確認している格納容器圧力逃がし装置については，系統構成に必要な電動弁等は常設
代替高圧電源装置から緊急用母線を介して給電可能な設計としており，現場での手動開操作も可能であることから，外部電源及び非常用電源（区分Ⅰ，Ⅱ）が喪失しているＴＢＷシーケンスにおいても有効な対策である。また，耐圧強化ベントについても，常設代替高圧電源装置からの電源融通による非常用母線の受電操作又は現場での手動開操作を行うことにより，同じくＴＢ
Ｗシーケンスにおいても有効な対策となる。
「取水機能が喪失した場合」を想定して有効性を確認している緊急用海水系については，常設代替高圧電源装置からの電源融通による非常用母線の受電及び緊急用海水系を用いた残留熱除去系による対応の有効性を確認しており，ＴＢＷシーケンスにおいても有効な対策である。
さらに，ＴＢＷシーケンスについては，常設代替高圧電源装置からの電源融通による非常用母線の受電により，緊急用海水系を用いずとも，残留熱除去系海水系を用いた残留熱除去系による対応にも期待できる。

別紙 4−2

3．審査ガイド記載の着眼点に基づく評価
ＴＢＷシーケンスの審査ガイド記載の着眼点に対する評価について，重要事故シーケンスとして選定したＴＷシーケンス（過渡事象＋ＲＨＲ失敗）と比較した結果を表 2 に示す。また，ＴＢＷシーケンスの各着眼点に対する考え方について以下に示す。

a.

共通原因故障，系統間依存性の観点
ＨＰＣＳ用電源（区分Ⅲ）は健全だが，非常用電源の喪失により電源を必要とする設備（区分Ⅰ，Ⅱ）が機能喪失することから「高」とした。

b.

余裕時間の観点
崩壊熱除去機能喪失の事故シーケンスは，代替除熱手段に係る炉心損傷防止対策の実施に対する余裕時間に有意な差がない。このため，炉心冷却に成功する事故シーケンスグループではあるものの，事象発生初期の炉心損傷防止対策の実施に対する余裕時間に着目した。ＴＢＷに至る
おそれがある外部電源喪失及びサポート系喪失（直流電源故障）に起因する事故シーケンスは，過渡事象（給水流量の全喪失）等を起因とする
事故シーケンスに比べて余裕時間が長く，手動停止／サポート系喪失（手動停止）を起因とする事故シーケンスに比べて余裕時間が短いた
め，「中」とした。

c.

設備容量の観点
崩壊熱除去機能喪失の事故シーケンスは，崩壊熱除去に必要な設備容量に有意な差異がない。このため，炉心冷却に成功する事故シーケンス
グループではあるものの，事象発生初期の炉心損傷防止対策の設備容量に着目した。事象初期の事象進展が早く余裕時間が短い場合，崩壊熱が別紙 4−3高く原子炉注水に必要な設備容量が大きくなるため，ＴＢＷに至るおそれのある外部電源喪失及びサポート系喪失（直流電源故障）に起因する
事故シーケンスは，「b.

余裕時間の観点」と同様の考え方により「中」とした。
d.

代表性の観点ＴＢＷシーケンスの炉心損傷頻度は 4.8E-06／炉年程度であり，崩壊熱除去機能喪失の事故シーケンスグループの炉心損傷頻度（6.0E-05／
炉年）に対して 1％以上の寄与があるため，「中」とした。

別紙 4−4

表2
シーケンス

着眼点に基づく整理
着眼点

対応する主要な
炉心損傷防止対策

a

b

c

d

低

高

高

高

高

中

中

中

・格納容器圧力逃がし装置
ＴＷ

又は耐圧強化ベント

備考「過渡事象＋RHR 失敗」
における評価のとおり

・緊急用海水系
以下はＴＢＷに有効な対策
ＴＢＷ

・常設代替高圧電源装置

3．に記載のとおり＋残留熱除去系

表 2 に示すとおり，ＴＷとＴＢＷを区別した場合，審査ガイドに記載の着眼点の「高」の数はＴＷの方が多くなる。
また，2.で示したとおり，有効性を確認する主要な炉心損傷防止対策はＴ
ＢＷシーケンスに対しても有効となっており，「取水機能が喪失した場合」の有効性評価では，全交流動力電源喪失を仮定した評価を行うことでＴＢＷを包絡した評価を行っている。また，崩壊熱除去機能喪失への対策の有効性を確認する観点からは，非常用電源の喪失に伴い崩壊熱除去機能が喪失する
ＴＢＷシーケンスより，崩壊熱除去機能そのものが機能喪失するＴＷシーケ
ンスを想定して評価することが適切であると考える。
これらのことを考慮すると，崩壊熱除去機能喪失における重要事故シーケ
ンスはＴＢＷシーケンスに対する対策の有効性も確認可能なシーケンスを選定しており，選定した重要事故シーケンスは妥当なものと考えている。

別紙 4−5

別紙 5
重大事故等対処設備の津波からの防護について

１．はじめに
東海第二発電所では，基準津波を超え敷地に遡上する津波（以下「敷地に遡上する津波」という。）に起因する事故シーケンスが抽出される。これらの事
故シーケンスに対する重大事故等対処設備の津波からの防護について説明する。

２．防護対象とする重大事故等対処設備（１）敷地に遡上する津波への対応に関する基本方針
敷地に遡上する津波に起因する事故シーケンスに対しては，津波による可搬型重大事故等対処設備のアクセス性への影響を考慮し，常設重大事故等対処設備による対応を基本方針とする。

（２）防護対象設備の選定
敷地に遡上する津波に対する防護対象設備として，この津波に起因する事
故シーケンスへの対応に必要な安全機能を有する常設重大事故等対処設備及び可搬型重大事故等対処設備を選定する。また，重大事故等対処設備による事故対応を実施する上で必要となる機能を有する設備についても防護対象設
備として選定する。選定した防護対象設備を表1に示す。

３．敷地に遡上する津波からの防護対策（１）津波高さの設定
重大事故等対処設備の防護設計において想定する津波高さは，防潮堤の健全性が維持される津波高さである T.P.＋24m※１を設定する。なお，この津波の年超過確率は約 3.3×10−７／年に相当する。
別紙 5−1※１

津波高さ（T.P.＋24m）は，仮想的に防潮堤位置に鉛直無限壁を設定した場合の防潮堤位置の最高水位である。

（２）敷地に遡上する津波からの防護対策
防護対象設備は，津波防護を実施した施設（以下「津波防護施設」という。）内に設置するか又は高所に設置することにより，敷地に遡上する津波から防護し，必要な機能を維持する。
津波防護施設で防護する場合は，解析上の不確かさを考慮して保守的に防潮堤がない条件で実施した津波遡上解析の結果を踏まえ，津波波力及び漂流物衝突荷重に対して津波防護施設の防護機能が損なわれない設計とする。
また，高所に設置する場合は，津波遡上解析の結果を踏まえ，津波が遡上しない場所に設置する。

別紙 5−2

表1

必要な安全機能及び防護対象設備（１／２）

必要な安全機能

原子炉注水

格納容器注水／除熱

使用済燃料プール
注水／除熱

電 源

防護対象設備
常設重大事故等対処設備
・原子炉隔離時冷却系
・高圧代替注水系
・逃がし安全弁・過渡時自動減圧機能・逃がし安全弁用可搬型蓄電池（逃がし安全弁機能回復（可搬型代替直流電源供給））
・高圧窒素ガスボンベ（逃がし安全弁機能回復（代替窒素供給））
・低圧代替注水系（可搬型）・低圧代替注水系（常設）
・残留熱除去水系
・代替循環冷却系
・緊急用海水系
・ほう酸水注入系
・代替循環冷却系
・緊急用海水系・代替格納容器スプレイ冷却系（常設）・代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）・残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）
・残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）
・原子炉格納容器下部注水設備（常設）・原子炉格納容器下部注水設備（可搬型）・格納容器圧力逃がし装置
・耐圧強化ベント系
・静的触媒式水素再結合器
・水素濃度の監視設備
・代替燃料プール注水系
・代替燃料プール冷却系
・緊急用海水系・可搬型代替交流電源設備
・常設代替交流電源設備
・非常用所内電気設備
・所内常設直流電源設備
・常設代替直流電源設備
・可搬型代替直流電源設備
・代替所内電気設備
・燃料補給設備

別紙 5−3

表1

必要な安全機能及び防護対象設備（２／２）

必要な安全機能水 源

事故対応を実施する上で必要となる機能防護対象設備
常設重大事故等対処設備
・代替淡水貯槽・西側淡水貯水設備
・サプレッション・チェンバ
・計装設備
・監視測定設備・中央制御室及び居住性確保に必要な設備
・緊急時対策所及び居住性確保に必要な設備
・通信連絡設備

別紙 5−4

別紙 6
内部事象ＰＲＡにおける主要なカットセット及びＦＶ重要度に照らした重大事故等防止対策の有効性について

各事故シーケンスグループに分類される事故シーケンスについて，
炉心損傷又は格納容器破損に至る要因をカットセットレベルまで展開
し，炉心損傷頻度又は格納容器破損頻度への寄与割合の観点で整理し，主要なカットセットに対して重大事故等対処設備が有効であるか確認した。
また，事故シーケンスグループごとにＦＶ重要度を評価し，ＦＶ重要度が高い基事象に対する重大事故防止対策が有効であるか確認した。
以下に，内部事象出力運転時レベル１ＰＲＡ，内部事象出力運転時
レベル１．５ＰＲＡ及び内部事象停止時レベル１ＰＲＡのカットセッ
トの分析結果並びに内部事象出力運転時レベル１ＰＲＡ及び内部事象
停止時レベル１ＰＲＡにおいてＦＶ重要度が高い基事象に対して重大事故等対処設備が有効であるか確認した結果を示す。

別紙 6−1

1.

内部事象出力運転時レベル１ＰＲＡ

1− 1．
(1)

主要なカットセットに照らした重大事故等対処設備の有効性
選定条件

事故シーケンスの種類によっては展開されるカットセットが無数に存在するため，ここでは以下の基準を基に主要なカットセットを抽出した。
・ 炉 心 損 傷 頻 度 が 1E-7／ 炉 年 以 上
・ 事 故 シ ー ケ ン ス グ ル ー プ 別 炉 心 損 傷 頻 度 へ の 寄 与 が 1％ 以 上
また，上記の条件を満たさないカットセットについても，各事
象シーケンスにおける上位 3 位までのカットセットを抽出し，重大事故等対処設備が有効であるか確認した。
確 認 結 果 を 第 1− 1 表 〜 第 1− 9 表 に 示 す 。
(2)

主要なカットセットの確認結果
第 1− 1 表 〜 第 1− 9 表 に 示 し た と お り ， 一 部 に 炉 心 損 傷 防 止 が困難な事故シーケンスが存在するものの，大半の事故シーケンスに対しては，主要なカットセットレベルまで展開しても，整備する炉心損傷防止対策により炉心損傷を防止できることを確認した。
一 方 ， 事 故 シ ー ケ ン ス グ ル ー プ の う ち ，「 Ｌ Ｏ Ｃ Ａ 時 注 水 機 能喪失」に含まれる事故シーケンスでは，故障モード又はＬＯＣＡの破断面積の大きさによっては有効性で考慮した対策では対応できない場合があることを確認した。
(3)

カットセットを踏まえた事故シーケンスへの対策の対応性
今回の分析では，各事故シーケンスグループのうち，主要な事

故シーケンスそれぞれについて支配的なカットセットを確認し，対策の有効性を定性的に考察した。なお，支配的なカットセット
別紙 6−2

であっても，事故シーケンスグループ全体の炉心損傷頻度に対しては小さな割合となる場合もあり，今回確認したカットセットの炉心損傷頻度の合計が事故シーケンスグループの炉心損傷頻度に占める割合は事故シーケンスグループによって異なる。全炉心損
傷 頻 度 か ら 見 る と ，「 崩 壊 熱 除 去 機 能 喪 失 」 の 事 故 シ ー ケ ン ス グ
ル ー プ が 約 99.8 ％ を 占 め て お り ，「 崩 壊 熱 除 去 機 能 喪 失 」 に つ いて は ， 炉 心 損 傷 頻 度 の 約 82％ の カ ッ ト セ ッ ト を 確 認 し た こ と か ら ，
全 炉 心 損 傷 頻 度 に 対 し て も ， 約 82％ の カ ッ ト セ ッ ト を 確 認 し ， 対策の有効性を定性的に確認したものと整理できる。
ま た ，「 崩 壊 熱 除 去 機 能 喪 失 」 は 除 熱 機 能 の 喪 失 に よ っ て 格 納容器が先行破損し，炉心損傷に至ることから，対策としては除熱機能の多重化及び多様化が有効であると考えられる。除熱機能については，大気を最終ヒートシンクとする耐圧強化ベント及び格
納容器圧力逃がし装置を設置し，その機能を多様化している。耐圧強化ベント及び格納容器圧力逃がし装置は残留熱除去系等に対して独立した系統であり，共通原因による機能喪失のリスクを可能な限り低減している。このことから，全炉心損傷頻度の約99.8 ％ を 占 め る 「 崩 壊 熱 除 去 機 能 喪 失 」 に 対 し て は 炉 心 損 傷 頻 度のほとんどの割合に対して，有効性評価で考慮した対策での対応が有効なものであると考えられる。
(2) で 述 べ た 有 効 性 評 価 で 考 慮 し た 対 策 で は 対 応 で き な い 場 合について，全炉心損傷頻度から見た場合は非常に小さい寄与では
あ る が ，「 Ｌ Ｏ Ｃ Ａ 時 注 水 機 能 喪 失 」 に お い て 中 破 断 Ｌ Ｏ Ｃ Ａ を起因とするカットセットが抽出されており，ＬＯＣＡについては
破断面積の大きさが一定の範囲を超えるような場合は，炉心損傷
別紙 6−3

を防止することができないシーケンスとして整理している。これ
らの炉心損傷防止対策が有効に機能しないカットセットについて
は，格納容器破損防止対策により原子炉格納容器の閉じ込め機能に 期 待 で き る こ と を 確 認 す る こ と と し て い る 。 ま た ，「 Ｌ Ｏ Ｃ Ａ＋高圧炉心冷却失敗＋原子炉減圧失敗」のカットセットとして抽出されている，計装系の故障及び人的過誤（注水不能認知失敗）
が重畳するカットセットについては，認知に失敗したまま長時間気づかないことは現実的には考え難く，これら認知失敗が含まれるカットセットの炉心損傷頻度は非常に小さくなっているものの，発生した場合は有効性評価で考慮した対応が困難である。
有効性評価で考慮した対策は，基本的に設計基準設備に対して多様化された，独立系統機能の追加であることから，これらの共用部分の故障を伴うカットセットが抽出されていない以上，有効性評価で考慮した対策はほとんどのシーケンスに対して有効である と 考 え ら れ る 。 ま た ， 全 炉 心 損 傷 頻 度 の 約 99.8％ を 占 め る 「 崩壊熱除去機能喪失」についても，今回考慮した除熱機能である残留熱除去系に対して，独立かつ多様化された系統である格納容器
圧力逃がし装置等を設けることから，全炉心損傷頻度のほとんどの割合に対して，有効性評価で考慮した対策が有効なものであると考えられる。

別紙 6−4

【高圧・低圧注水機能喪失】
いずれの事故シーケンスにおいても，機器故障又は保守点検のための待機除外により電源，補機冷却系等のサポート系の機能喪失が重畳し，それに伴い高圧・低圧注水機能が喪失するカットセットが上位に抽出されている。
これらのカットセットに対する炉心損傷防止対策としては，補機冷却が不要であり，また，代替電源である代替高圧電源装置からの給電が可能な低圧代替注水系（常設）による原子炉注水が有効である。
また，高圧・低圧注水機能喪失における低圧代替注水系（常設）と設計基準設備の共有部分となる注入弁の故障を伴うカットセットについては，低圧代替注水系（常設）に期待が出来ないものの，事故シーケ ン ス グ ル ー プ に 対 す る 寄 与 割 合 は 0.1％ 未 満 と 非 常 に 小 さ い 。 ま た ，
低圧代替注水系（常設）の注入弁が故障した場合においては，高圧代替注水系により炉心損傷防止が可能である。

別紙 6−5

第 1− 1 表

「高圧・低圧注水機能喪失」におけるカットセット

事故シーケンス

過渡事象＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗

過渡事象＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗

手動停止／サポート系喪失（手動停止）＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗

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＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗

高
圧
・
低
圧
注
水
機
能
喪
失

炉心
損傷頻度
（／炉年）

3.2E-102.0E-10

4.2E-10

4.3E-11Ｔ
Ｑ
Ｕ
Ｖ

サポート系喪失（自動停止）＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗

2.5E-09

炉心
損傷頻度
（／炉年）

事故シーケンス
グループに対する寄与割合（％）①外部電源喪失＋ＨＰＣＳ−ＤＧ運転継続失敗＋ＤＧ−２Ｃ運転継続失敗＋ＲＨＲＳ−Ｂメンテナンスによる待機除外

8.2E-120.2○②外部電源喪失＋ＨＰＣＳ−ＤＧ運転継続失敗＋ＤＧ−２Ｃ起動失敗＋ＲＨＲＳ−Ｂメンテナンスによる待機除外

5.5E-120.2○②外部電源喪失＋ＨＰＣＳ−ＤＧ起動失敗＋ＤＧ−２Ｃ運転継続失敗＋ＲＨＲＳ−Ｂメンテナンスによる待機除外

5.5E-120.2○①逃がし安全弁誤開放＋ＨＰＣＳ入口逆止弁（Ｓ／Ｐ側）開失敗＋ＲＨＲＳ−Ａ／Ｂ海水トレーナ閉塞共通原因故障

5.7E-120.2○②非隔離事象＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋ＨＰＣＳ入口逆止弁（Ｓ／Ｐ側）開失敗＋ＲＨＲＳ−Ａ／Ｂ海水ストレーナ閉塞共通原因故障

5.1E-120.1○③逃がし安全弁誤開放＋ＨＰＣＳ−ＤＧＳＷメンテナンスによる待機除外＋ＲＨＲＳ−Ａ／Ｂ海水トレーナ閉塞共通原因故障

4.7E-120.1○①交流電源故障（区分Ⅰ）＋ＨＰＣＳ−ＤＧＳＷメンテナンスによる待機除外＋ＲＨＲＳ−Ｂメンテナンスによる待機除外

1.5E-110.4○②交流電源故障（区分Ⅰ）＋ＨＰＣＳ−ＤＧＳＷ海水ストレーナ閉塞＋ＲＨＲＳ−Ｂメンテナンスによる待機除外

7.3E-120.2○③交流電源故障（区分Ⅰ）＋ＨＰＣＳ−ＤＧＳＷポンプ起動失敗＋ＲＨＲＳ−Ｂメンテナンスによる待機除外

5.7E-120.2○①計画外停止＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋ＨＰＣＳ入口逆止弁（Ｓ／Ｐ側）開失敗＋ＲＨＲＳ−Ａ／Ｂ海水ストレーナ閉塞共通原因故障

1.3E-12＜0.1○②計画外停止＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋ＨＰＣＳ−ＤＧＳＷメンテナンスによる待機除外＋ＲＨＲＳ−Ａ／Ｂ海水ストレーナ閉塞共通原因故障

1.0E-12＜0.1○③計画外停止＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋ＨＰＣＳ−ＤＧＳＷ海水ストレーナ閉塞＋ＲＨＲＳ−Ａ／Ｂ海水ストレーナ閉塞共通原因故障

5.0E-13＜0.1○①直流電源故障（区分Ⅰ）＋ＨＰＣＳ−ＤＧ運転継続失敗＋ＲＨＲＳ−Ｂメンテナンスによる待機除外

2.4E-106.8○②直流電源故障（区分Ⅰ）＋ＨＰＣＳ−ＤＧ起動失敗＋ＲＨＲＳ−Ｂメンテナンスによる待機除外

1.6E-104.6○③直流電源故障（区分Ⅰ）＋ＨＰＣＳ−ＤＧメンテナンスによる待機除外＋ＲＨＲＳ−Ｂメンテナンスによる待機除外

1.0E-103.0

主要なカットセット※1

3.0E-11

対策の有効性○
・低圧代替注水系（常設）④直流電源故障（区分Ⅰ）＋ＨＰＣＳ−ＤＧ運転継続失敗＋ＲＨＲＳ−Ｂ海水ストレーナ閉塞

8.1E-112.3○⑤直流電源故障（区分Ⅰ）＋ＨＰＣＳ−ＤＧ起動失敗＋ＲＨＲＳ−Ｂ海水ストレーナ閉塞

5.5E-111.6○⑥直流電源故障（区分Ⅰ）＋ＨＰＣＳ−ＤＧ運転継続失敗＋ＲＨＲＳ−Ｂ熱交入口弁開け忘れ

5.2E-111.5○⑥直流電源故障（区分Ⅰ）＋ＨＰＣＳ−ＤＧ運転継続失敗＋ＲＨＲＳ−Ｂ熱交出口弁開け忘れ

5.2E-111.5○⑥直流電源故障（区分Ⅰ）＋ＨＰＣＳ−ＤＧ運転継続失敗＋ＲＨＲＳ−Ｂ放出ライン隔離弁開け忘れ

5.2E-11

1.5○

5.2E-11

1.5○

4.3E-111.2○⑥直流電源故障（区分Ⅰ）＋ＨＰＣＳ−ＤＧ運転継続失敗＋ＲＨＲＳ−Ｂ放出ライン排水弁開け忘れ⑩直流電源故障（区分Ⅰ）＋ＨＰＣＳ−ＤＧ運転継続失敗＋ＬＰＣＩ−Ｂ／Ｃ起動信号共通原因故障＋ＬＰＣＩ−Ｂ／Ｃ起動操作失敗⑪直流電源故障（区分Ⅰ）＋ＨＰＣＳ−ＤＧ起動失敗＋ＲＨＲＳ−Ｂ熱交入口弁開け忘れ

サポート系喪失（自動停止）＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗

有効性を確認する主な対策

3.5E-111.0○⑪直流電源故障（区分Ⅰ）＋ＨＰＣＳ−ＤＧ起動失敗＋ＲＨＲＳ−Ｂ熱交出口弁開け忘れ

3.5E-111.0○⑪直流電源故障（区分Ⅰ）＋ＨＰＣＳ−ＤＧ起動失敗＋ＲＨＲＳ−Ｂ放水ライン隔離弁開け忘れ

3.5E-111.0○⑪直流電源故障（区分Ⅰ）＋ＨＰＣＳ−ＤＧ起動失敗＋ＲＨＲＳ−Ｂ放水ライン排水弁開け忘れ

3.5E-111.0○⑪直流電源故障（区分Ⅰ）＋ＨＰＣＳ−ＤＧ起動失敗＋ＲＨＲＳ−Ｂ海水ストレーナ閉塞

3.5E-111.0○①直流電源故障（区分Ⅰ）＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋ＨＰＣＳ−ＤＧ運転継続失敗＋ＲＨＲＳ−Ｂメンテナンスによる待機除外

1.3E-12＜0.1○①直流電源故障（区分Ⅱ）＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋ＨＰＣＳ−ＤＧ運転継続失敗＋ＲＨＲＳ−Ａメンテナンスによる待機除外

1.3E-12＜0.1○③直流電源故障（区分Ⅰ）＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋ＨＰＣＳ−ＤＧ起動失敗＋ＲＨＲＳ−Ｂメンテナンスによる待機除外

8.5E-13＜0.1○③直流電源故障（区分Ⅱ）＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋ＨＰＣＳ−ＤＧ起動失敗＋ＲＨＲＳ−Ａメンテナンスによる待機除外

8.5E-13

＜0.1

○ ※１

区分Ⅱ直流電源母線喪失時には中央制御室からの低圧代替注水系（常設）注入弁の遠隔操作が不可となるが，現場での注入弁開操作により炉心損傷防止可能。

別紙 6−6※１

【高圧注水・減圧機能喪失】
いずれの事故シーケンスにおいても，注水不能認知失敗のヒューマ
ンエラー，原子炉減圧失敗のヒューマンエラーにより減圧機能が喪失するカットセットが上位に抽出されている。
これらのカットセットに対する炉心損傷防止対策としては，過渡時自動減圧機能による原子炉減圧が有効である。

第 1− 2 表「高圧注水・減圧機能喪失」における主要なカットセット

事故シーケンス

過渡事象＋高圧炉心冷却失敗＋手動減圧失敗

高
圧
注
水
・
減
圧
機
能
喪
失

手動停止／サポート系喪失（手動停止）＋高圧炉心冷却失敗＋手動減圧失敗

炉心
損傷頻度
（／炉年）

9.4E-09

2.6E-09

Ｔ
Ｑ
Ｕ
Ｘ

サポート系喪失（自動停止）＋高圧炉心冷却失敗＋手動減圧失敗

8.3E-09

炉心
損傷頻度
（／炉年）

事故シーケンス
グループに対する寄与割合（％）①非隔離事象＋ＨＰＣＳ−ＤＧＳＷメンテナンスによる待機除外＋ＲＣＩＣポンプ起動失敗＋原子炉手動減圧失敗

1.7E-100.8○②非隔離事象＋ＨＰＣＳ−ＤＧＳＷストレーナ閉塞＋ＲＣＩＣポンプ起動失敗＋原子炉手動減圧失敗

8.1E-110.4○③非隔離事象＋ＨＰＣＳ−ＤＧＳＷメンテナンスによる待機除外＋ＲＣＩＣポンプ起動失敗＋注水不能認知失敗

6.7E-110.3○①交流電源故障（区分Ⅰ）＋ＨＰＣＳ−ＤＧＳＷメンテナンスによる待機除外＋原子炉手動減圧失敗

1.0E-100.5○②交流電源故障（区分Ⅰ）＋ＨＰＣＳ−ＤＧＳＷ海水ストレーナ閉塞＋原子炉手動減圧失敗

4.8E-110.2○③計画外停止＋ＨＰＣＳ−ＤＧＳＷメンテナンスによる待機除外＋ＲＣＩＣポンプ起動失敗＋原子炉手動減圧失敗

4.3E-110.2①直流電源故障（区分Ⅰ）＋ＨＰＣＳ−ＤＧ運転継続失敗＋原子炉手動減圧失敗

1.6E-097.8○②直流電源故障（区分Ⅰ）＋ＨＰＣＳ−ＤＧ起動失敗＋原子炉手動減圧失敗

1.1E-095.3○③直流電源故障（区分Ⅰ）＋ＨＰＣＳ−ＤＧメンテナンスによる待機除外＋原子炉手動減圧失敗

6.8E-103.4○④直流電源故障（区分Ⅰ）＋ＨＰＣＳ−ＤＧ運転継続失敗＋注水不能認知失敗

6.3E-103.1○⑤直流電源故障（区分Ⅰ）＋ＨＰＣＳ−ＤＧ起動失敗＋注水不能認知失敗

4.3E-102.1○⑥直流電源故障（区分Ⅰ）＋ＨＰＣＳ−ＤＧメンテナンス＋注水不能認知失敗

2.7E-101.3○

主要なカットセット

別紙 6−7

有効性を確認する主な対策

・過渡時自動減圧機能

対策の
有効性

○

【 全 交 流 動 力 電 源 喪 失 （ 長 期 Ｔ Ｂ ）】いずれの事故シーケンスにおいても，非常用ディーゼル発電機及び高圧炉心スプレイ系非常用ディーゼル発電機の故障が重畳して全交流
動力電源喪失に至るカットセット並びに軽油貯蔵タンク閉塞／破損により全交流動力電源喪失に至るカットセットが上位に抽出されている。
これらのカットセットに対する炉心損傷防止対策としては，代替交
流電源や交流動力電源に依存しない代替注水手段が有効である。

第 1− 3 表「 全 交 流 動 力 電 源 喪 失 （ 長 期 Ｔ Ｂ ）」 に お け る
主要なカットセット

事故シーケンス

外部電源喪失＋ＤＧ失敗＋ＨＰＣＳ失敗（ＲＣＩＣ成功）
全
交
流
動
力
電
源
喪
失

※1

5.7E-08

長期
ＴＢ
サポート系喪失（直流電源故障）(外部電源喪失）＋ＤＧ失敗＋ＨＰＣＳ失敗（ＲＣＩＣ成功）

炉心
損傷頻度
（／炉年）

事故シーケンス
グループに対する※１
寄与割合（％）①外部電源喪失＋軽油貯蔵タンク閉塞

4.8E-0861.9○②外部電源喪失＋軽油貯蔵タンク破損

3.2E-094.1○③外部電源喪失＋ＤＧ−２Ｃ／２Ｄ運転継続失敗共通原因故障＋ＨＰＣＳ−ＤＧ運転継続失敗

4.6E-100.6○①直流電源故障（区分Ⅱ）＋軽油貯蔵タンク閉塞

3.2E-094.1②直流電源故障（区分Ⅱ）＋ＤＧ−２Ｃ運転継続失敗＋ＨＰＣＳ−ＤＧ運転継続失敗

1.4E-091.9○③直流電源故障（区分Ⅱ）＋ＤＧ−２Ｃ運転継続失敗＋ＨＰＣＳ−ＤＧ起動失敗

9.8E-101.3○

9.8E-10

1.3

○

炉心
損傷頻度
（／炉年）

2.0E-08

主要なカットセット③直流電源故障（区分Ⅱ）＋ＤＧ−２Ｃ起動失敗＋ＨＰＣＳ−ＤＧ運転継続失敗
全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）の炉心損傷頻度に対する寄与割合を示す

別紙 6−8

有効性を確認する主な対策

・低圧代替注水系（可搬型）

対策の
有効性

○

【 全 交 流 動 力 電 源 喪 失 （ Ｔ Ｂ Ｄ ， Ｔ Ｂ Ｕ ）】○ＴＢＤ
高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機の故障又は保守点検による待機除外と蓄電池の故障が重畳し，全交流動力電源喪失に至るカットセットが上位に抽出されている。
○ＴＢＵ
いずれの事故シーケンスにおいても，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の故障の重畳又は軽油貯蔵タン
クの閉塞／破損により全交流動力電源喪失に至り，ポンプ故障，保守点検のための待機除外，流量制御器故障，直流電源喪失等が要因となって原子炉隔離時冷却系が機能喪失するカットセットが上位に抽出されている。

これらのカットセットに対する炉心損傷防止対策としては，高圧代替注水手段による原子炉注水又は代替直流電源による原子炉減圧後の低圧代替注水手段による原子炉注水が有効である。
また，全交流動力電源喪失（ＴＢＵ）における高圧代替注水系と設計基準設備の共有部分となる注入弁や蒸気供給弁の故障を伴うカット
セットについては，高圧代替注水系に期待が出来ないものの，事故シー ケ ン ス グ ル ー プ に 対 す る 寄 与 割 合 は 0.1％ 未 満 と 非 常 に 小 さ い 。 また，これらの故障が発生した場合においても，常設代替高圧電源装置
により交流動力電源を回復し低圧代替注水系（常設）により原子炉注水を実施することで炉心損傷防止が可能である。

別紙 6−9

第 1− 4 表

「 全 交 流 動 力 電 源 喪 失 （ Ｔ Ｂ Ｄ ， Ｔ Ｂ Ｕ ）」における主要なカットセット

事故シーケンス

Ｔ
Ｂ
Ｄ

外部電源喪失＋直流電源失敗＋ＨＰＣＳ失敗

外部電源喪失＋ＤＧ失敗＋高圧炉心冷却失敗

全
交
流
動
力
電
源
喪
失

※1

6.0E-122.0E-10Ｔ
Ｂ
Ｕ
サポート系喪失（直流電源故障）（外部電源喪失）＋ＤＧ失敗＋高圧炉心冷却失敗

炉心
損傷頻度
（／炉年）

事故シーケンス
グループに対する※１
寄与割合 （％）①外部電源喪失＋蓄電池−Ａ／Ｂ給電失敗共通原因故障＋ＨＰＣＳ−ＤＧ運転継続失敗

1.6E-12＜0.1○②外部電源喪失＋蓄電池−Ａ／Ｂ給電失敗共通原因故障＋ＨＰＣＳ−ＤＧ起動失敗

1.1E-12＜0.1○③外部電源喪失＋蓄電池−Ａ／Ｂ給電失敗共通原因故障＋ＨＰＣＳ−ＤＧメンテナンスによる待機除外

6.8E-13＜0.1○①外部電源喪失＋軽油貯蔵タンク閉塞＋ＲＣＩＣポンプ起動失敗

7.1E-110.3○②外部電源喪失＋軽油貯蔵タンク閉塞＋ＲＣＩＣメンテナンスによる待機除外

4.6E-110.2○③外部電源喪失＋軽油貯蔵タンク閉塞＋ＲＣＩＣ流量制御器故障

7.7E-12＜0.1○①直流電源故障（区分Ⅰ）＋軽油貯蔵タンク閉塞

3.2E-0915.3○②直流電源故障（区分Ⅰ）＋ＤＧ−２Ｄ運転継続失敗＋ＨＰＣＳ−ＤＧ運転継続失敗

1.4E-096.9③直流電源故障（区分Ⅰ）＋ＤＧ−２Ｄ運転継続失敗＋ＨＰＣＳ−ＤＧ起動失敗

9.8E-104.7○③直流電源故障（区分Ⅰ）＋ＤＧ−２Ｄ起動失敗＋ＨＰＣＳ−ＤＧ運転継続失敗

9.8E-104.7○⑤直流電源故障（区分Ⅰ）＋ＤＧ−２Ｄ起動失敗＋ＨＰＣＳ−ＤＧ起動失敗

6.7E-103.2○⑥直流電源故障（区分Ⅰ）＋ＤＧ−２Ｄメンテナンス＋ＨＰＣＳ−ＤＧ運転継続失敗

6.3E-103.0○⑥直流電源故障（区分Ⅰ）＋ＤＧ−２Ｄ運転継続失敗＋ＨＰＣＳ−ＤＧメンテナンス

6.3E-103.0○⑧直流電源故障（区分Ⅰ）＋ＤＧ−２Ｄメンテナンス＋ＨＰＣＳ−ＤＧ起動失敗

4.3E-102.0○⑧直流電源故障（区分Ⅰ）＋ＤＧ−２Ｄ起動失敗＋ＨＰＣＳ−ＤＧメンテナンス

4.3E-102.0○⑩直流電源故障（区分Ⅰ）＋軽油貯蔵タンク破損

2.1E-10

1.0

○

炉心
損傷頻度
（／炉年）

2.1E-08

主要なカットセット

全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ）の炉心損傷頻度に対する寄与割合を示す

別紙 6−10

有効性を確認する主な対策

対策の
有効性

○
・低圧代替注水系（可搬型）【 全 交 流 動 力 電 源 喪 失 （ Ｔ Ｂ Ｐ ）】○ＴＢＰ
いずれの事故シーケンスにおいても，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の故障の重畳又は軽油タンクの閉塞／破損により全交流動力電源喪失に至り，逃がし安全弁の再閉鎖
失敗により原子炉隔離時冷却系が機能喪失するカットセットが上位に抽出されている。
これらのカットセットに対する炉心損傷防止対策としては，代替交
流電源や交流動力電源が不要な代替注水手段を確保することが有効である。
なお，高圧・低圧注水機能喪失における低圧代替注水系（常設）と設計基準設備の共有部分となる注入弁の故障を伴うカットセットについては，低圧代替注水系（常設）に期待が出来ないものの，事故シーケ ン ス グ ル ー プ に 対 す る 寄 与 割 合 は 0.1％ 未 満 と 非 常 に 小 さ く な っ ており，その場合においても常設代替高圧電源装置により交流動力電源を回復し，低圧代替注水系（常設）により原子炉注水を実施すること
で炉心損傷防止が可能である。

別紙 6−11

第 1− 5 表

「 全 交 流 動 力 電 源 喪 失 （ Ｔ Ｂ Ｐ ）」における主要なカットセット
事故シーケンス

外部電源喪失＋ＤＧ失敗＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋ＨＰＣＳ失敗
全
交
流
動
力
電
源
喪
失

※1

炉心
損傷頻度
（／炉年）

3.0E-10Ｔ
Ｂ
Ｐ
サポート系喪失（直流電源故障）（外部電源喪失）＋ＤＧ失敗＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋ＨＰＣＳ失敗

2.3E-10

炉心
損傷頻度
（／炉年）

事故シーケンス
グループに対する※１
寄与割合 （％）①外部電源喪失＋軽油貯蔵タンク閉塞＋逃がし安全弁再閉鎖失敗

2.5E-1047.8○②外部電源喪失＋軽油貯蔵タンク破損＋逃がし安全弁再閉鎖失敗

1.7E-113.2○③外部電源喪失＋ＤＧ−２Ｃ／２Ｄ運転継続失敗共通原因故障＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋ＨＰＣＳ−ＤＧ運転継続失敗

2.4E-120.5○①直流電源故障（区分Ⅰ）＋軽油貯蔵タンク閉塞＋逃がし安全弁再閉鎖失敗

1.7E-113.2①直流電源故障（区分Ⅱ）＋軽油貯蔵タンク閉塞＋逃がし安全弁再閉鎖失敗

1.7E-113.2○③直流電源故障（区分Ⅰ）＋ＤＧ−２Ｄ運転継続失敗＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋ＨＰＣＳ−ＤＧ運転継続失敗

7.6E-12

1.4○

7.6E-121.4○

主要なカットセット③直流電源故障（区分Ⅱ）＋ＤＧ−２Ｃ運転継続失敗＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋ＨＰＣＳ−ＤＧ運転継続失敗
全交流動力電源喪失（ＴＢＰ）の炉心損傷頻度に対する寄与割合を示す

別紙 6−12

有効性を確認する主な対策

・低圧代替注水系（可搬型）

対策の
有効性

○

【崩壊熱除去機能喪失】
ＴＷについては，いずれの事故シーケンスにおいても，ポンプ故障，弁故障，ストレーナ閉塞，点検のための待機除外等の要因により，残留熱除去系又はそのサポート系である残留熱除去系海水系が機能喪失することにより崩壊熱除去機能が喪失するカットセット及び残留熱除去系操作失敗のヒューマンエラーにより崩壊熱除去機能が喪失するカットセットが上位に抽出されている。
これらのカットセットに対する炉心損傷防止対策としては，残留熱除去系海水系が機能喪失している場合（取水機能喪失時）は，緊急用
海水系及び残留熱除去系を用いた除熱又は格納容器圧力逃がし装置若しくは耐圧強化ベントによる除熱が有効である。また，残留熱除去系が機能喪失している場合（ＲＨＲ故障時）は，格納容器圧力逃がし装置又は耐圧強化ベントによる除熱が有効である。
ＴＢＷについては，いずれの事故シーケンスにおいても，外部電源喪失及び非常用ディーゼル発電機の故障が重畳する等，交流電源の喪失に伴い崩壊熱除去機能喪失に至るカットセットも抽出されている。
これらのカットセットに対する炉心損傷防止対策としては，常設代替高圧電源装置により交流動力電源を回復することが有効である。なお，残留熱除去系海水系又は残留熱除去系の故障が重畳した場合は，ＴＷと同様の対策が有効である。

別紙 6−13

第 1−6 表「崩壊熱除去機能喪失」における主要なカットセット（1／2）

事故シーケンス

炉心
損傷頻度
（／炉年）

事故シーケンス
グループに対する※１
寄与割合（％）①非隔離事象＋ＲＨＲ系操作失敗

1.9E-0530.7②原子炉緊急停止系誤動作等＋ＲＨＲ系操作失敗

6.0E-06

9.9③隔離事象＋ＲＨＲ系操作失敗

2.9E-064.9③水位低下事象＋ＲＨＲ系操作失敗

2.9E-06

4.9④非隔離事象＋ＲＨＲＳ−Ａ／Ｂ海水ストレーナ閉塞共通原因故障

2.9E-06

4.8[取水機能喪失時]
・緊急用海水系○

1.8[ＲＨＲ故障時]
・格納容器圧力逃がし装置
又は耐圧強化ベント○

1.6[取水機能喪失時]
・緊急用海水系○[ＲＨＲ故障時]
・格納容器圧力逃がし装置
又は耐圧強化ベント

○

炉心
損傷頻度
（／炉年）

主要なカットセット⑥全給水喪失＋ＲＨＲ系操作失敗⑦原子炉緊急停止系誤動作等＋ＲＨＲＳ−Ａ／Ｂ海水ストレーナ閉塞共通原因故障

過渡事象＋ＲＨＲ失敗

崩
壊
熱
除
去
機
能
喪
失

6.1E-07

1.0⑨隔離事象＋ＲＨＲＳ−Ａ／Ｂ海水ストレーナ閉塞共通原因故障

4.6E-070.8⑨水位低下事象＋ＲＨＲＳ−Ａ／Ｂ海水ストレーナ閉塞共通原因故障

4.6E-070.8⑪外部電源喪失＋ＲＨＲ系操作失敗

4.5E-07

0.7⑫非隔離事象＋ＲＨＲ−Ａ／Ｂ熱交バイパス弁閉失敗共通原因故障

3.8E-07

0.6⑬非隔離事象＋ＲＨＲＳ−Ａ／Ｂ／Ｃ／Ｄポンプ起動失敗共通原因故障

3.5E-07

0.6⑬非隔離事象＋ＲＨＲ−Ａ／Ｂポンプ起動失敗共通原因故障

3.1E-070.5⑮非隔離事象＋ＲＨＲ−Ａ／Ｂポンプ室空調ファン起動失敗共通原因故障

3.1E-070.5⑯原子炉緊急停止系誤動作等＋ＲＨＲＳ−Ａ／Ｂ流量調整弁開失敗共通原因故障

2.0E-07

0.3⑰非隔離事象＋ＲＨＲ−Ａ／Ｂポンプ運転継続失敗共通原因故障

1.7E-070.3

3.8E-07

1.7E-07

0.3⑲非隔離事象＋ＲＨＲ−Ａ／Ｂ／Ｃポンプ起動失敗共通原因故障

1.6E-07

0.3⑲非隔離事象＋ＲＨＲ−Ａ／Ｂ／Ｃポンプ室空調ファン起動失敗共通原因故障

1.6E-070.3

原子炉緊急停止系誤動作等＋ＲＨＲ−Ａ／Ｂ熱交バイパス弁閉失敗共通原因故障

1.2E-070.2

原子炉緊急停止系誤動作等＋ＲＨＲＳ−Ａ／Ｂ／Ｃ／Ｄポンプ起動失敗共通原因故障

1.1E-070.2

原子炉緊急停止系誤動作等＋ＲＨＲ−Ａ／Ｂポンプ起動失敗共通原因故障

1.0E-070.2

原子炉緊急停止系誤動作等＋ＲＨＲ−Ａ／Ｂポンプ室空調ファン起動失敗共通原因故障

1.0E-07

0.2①逃がし安全弁誤開放＋ＲＨＲ系操作失敗

1.1E-070.2②非隔離事象＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋ＲＨＲ系操作失敗

9.7E-08

0.2○[ＲＨＲ故障時]
・格納容器圧力逃がし装置
又は耐圧強化ベント

○

○

○

○

[ＲＨＲ故障時]
・格納容器圧力逃がし装置
又は耐圧強化ベント○○

9.9E-06

1.7E-08[ＲＨＲ故障時]
・格納容器圧力逃がし装置
又は耐圧強化ベント○○○[取水機能喪失時]
・緊急用海水系○○[ＲＨＲ故障時]
・格納容器圧力逃がし装置
又は耐圧強化ベント○○[取水機能喪失時]
・緊急用海水系[ＲＨＲ故障時]
・格納容器圧力逃がし装置
又は耐圧強化ベント[ＲＨＲ故障時]
・格納容器圧力逃がし装置
又は耐圧強化ベント

○

○

○

○

○

○

○

②計画外停止＋ＲＨＲＳ−Ａ／Ｂ海水ストレーナ閉塞共通原因故障

7.4E-07

1.2③残留熱除去系海水系故障（区分Ⅰ）＋ＲＨＲＳ−Ｂメンテナンスによる待機除外

2.7E-070.4③残留熱除去系海水系故障（区分Ⅱ）＋ＲＨＲＳ−Ａメンテナンスによる待機除外

2.7E-070.4

別紙 6−14○[ＲＨＲ故障時]
・格納容器圧力逃がし装置
又は耐圧強化ベント

7.8

1.5E-07○＜0.1

4.7E-06

崩壊熱除去喪失（ＴＷ，ＴＢＷ）の炉心損傷頻度に対する寄与割合を示す[取水機能喪失時]
・緊急用海水系[取水機能喪失時]
・緊急用海水系①計画外停止＋ＲＨＲ系操作失敗⑤計画外停止＋ＲＨＲＳ−Ａ／Ｂ流量調整弁開失敗共通原因故障※1○[取水機能喪失時]
・緊急用海水系⑱全給水喪失＋ＲＨＲＳ−Ａ／Ｂ海水ストレーナ閉塞共通原因故障③逃がし安全弁誤開放＋ＲＨＲＳ−Ａ／Ｂ海水ストレーナ閉塞共通原因故障

手動停止／サポート系喪失（手動停止）＋ＲＨＲ失敗9.4E-07⑧非隔離事象＋ＲＨＲＳ−Ａ／Ｂ流量調整弁開失敗共通原因故障[ＲＨＲ故障時]
・格納容器圧力逃がし装置
又は耐圧強化ベント

対策の有効性

4.4E-05

ＴＷ

過渡事象＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋ＲＨＲ失敗1.1E-06

有効性を確認する主な対策

0.3○[取水機能喪失時]
・緊急用海水系○○[ＲＨＲ故障時]
・格納容器圧力逃がし装置
又は耐圧強化ベント○

第 1−6 表「崩壊熱除去機能喪失」における主要なカットセット（2／2）

事故シーケンス

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失敗サポート系喪失（自動停止）＋ＲＨＲ失敗Ｔ
Ｗ

サポート系喪失（自動停止）＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋ＲＨＲ失敗中小破断ＬＯＣＡ＋ＲＨＲ失敗

炉心
損傷頻度
（／炉年）

事故シーケンス
グループに対する寄与割合（％） ※１①計画外停止＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋ＲＨＲ系操作失敗

2.5E-08＜0.1②計画外停止＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋ＲＨＲＳ−Ａ／Ｂ海水ストレーナ閉塞共通原因故障

3.9E-09＜0.1○③残留熱除去系海水系故障（区分Ⅰ）＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋ＲＨＲＳ−Ｂメンテナンスによる待機除外

1.4E-09＜0.1○③残留熱除去系海水系故障（区分Ⅱ）＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋ＲＨＲＳ−Ａメンテナンスによる待機除外

1.4E-09＜0.1○①直流電源故障（区分Ⅰ）＋ＲＨＲＳ−Ｂメンテナンスによる待機除外

1.0E-070.2○①直流電源故障（区分Ⅱ）＋ＲＨＲＳ−Ａメンテナンスによる待機除外

1.0E-070.2③交流電源故障（区分Ⅱ）＋ＲＨＲＳ−Ａメンテナンスによる待機除外

5.7E-08＜0.1○①直流電源故障（区分Ⅰ）＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋ＲＨＲＳ−Ｂメンテナンスによる待機除外

5.4E-10＜0.1○①直流電源故障（区分Ⅱ）＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋ＲＨＲＳ−Ａメンテナンスによる待機除外

5.4E-10＜0.1○③交流電源故障（区分Ⅱ）＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋ＲＨＲＳ−Ａメンテナンスによる待機除外

3.0E-10＜0.1○①小破断ＬＯＣＡ＋ＲＨＲ系操作失敗

3.3E-08＜0.1②中破断ＬＯＣＡ＋ＲＨＲ系操作失敗

2.2E-08＜0.1③小破断ＬＯＣＡ＋ＲＨＲＳ−Ａ／Ｂ海水ストレーナ閉塞共通原因故障

5.2E-09＜0.1[取水機能喪失時]
・緊急用海水系○＜0.1[ＲＨＲ故障時]
・格納容器圧力逃がし装置
又は耐圧強化ベント○＜0.1[取水機能喪失時]
・緊急用海水系○[ＲＨＲ故障時]
・格納容器圧力逃がし装置
又は耐圧強化ベント

○

炉心
損傷頻度
（／炉年）

5.2E-08

1.7E-06

8.9E-09

7.4E-08

主要なカットセット①大破断ＬＯＣＡ＋ＲＨＲ系操作失敗
大破断ＬＯＣＡ＋ＲＨＲ失敗

崩
壊
熱
除
去
機
能
喪
失

外部電源喪失＋ＤＧ失敗（ＨＰＣＳ成功）

外部電源喪失＋ＤＧ失敗＋逃がし安全弁再閉鎖失敗（ＨＰＣＳ成功）

外部電源喪失＋直流電源失敗（ＨＰＣＳ成功）

3.0E-09

6.9E-07

3.6E-09

6.9E-10Ｔ
Ｂ
Ｗ

サポート系喪失（直流電源故障）（外部電源喪失）＋ＤＧ失敗（ＨＰＣＳ成功）サポート系喪失（直流電源故障）（外部電源喪失）＋ＤＧ失敗＋逃がし安全弁再閉鎖失敗（ＨＰＣＳ成功）※1

2.2E-09②大破断ＬＯＣＡ＋ＲＨＲＳ−Ａ／Ｂ海水ストレーナ閉塞共通原因故障

3.4E-10

有効性を確認する主な対策[ＲＨＲ故障時]
・格納容器圧力逃がし装置
又は耐圧強化ベント[取水機能喪失時]
・緊急用海水系[ＲＨＲ故障時]
・格納容器圧力逃がし装置
又は耐圧強化ベント

対策の
有効性
○

○

○

○

③大破断ＬＯＣＡ＋ＲＨＲＳ−Ａ／Ｂ流量調整弁開失敗共通原因故障

7.2E-11＜0.1①外部電源喪失＋ＤＧ−２Ｃ／２Ｄ運転継続失敗共通原因故障

2.0E-070.3○②外部電源喪失＋ＤＧ−２Ｃ／２Ｄ起動失敗共通原因故障

1.3E-070.2○③外部電源喪失＋ＤＧＳＷ−Ａ／Ｂ海水ストレーナ閉塞共通原因故障

7.2E-080.1○①外部電源喪失＋ＤＧ−２Ｃ／２Ｄ運転継続失敗共通原因故障＋逃がし安全弁再閉鎖失敗

1.0E-09＜0.1○②外部電源喪失＋ＤＧ−２Ｃ／２Ｄ起動失敗共通原因故障＋逃がし安全弁再閉鎖失敗

7.0E-10＜0.1○③外部電源喪失＋ＤＧＳＷ−Ａ／Ｂ海水ストレーナ閉塞共通原因故障＋逃がし安全弁再閉鎖失敗

3.7E-10＜0.1○①外部電源喪失＋蓄電池−Ａ／Ｂ給電失敗共通原因故障

6.9E-10＜0.1○②外部電源喪失＋蓄電池−Ａ／Ｂ給電失敗共通原因故障＋逃がし安全弁再閉鎖失敗

3.6E-12＜0.1○③外部電源喪失＋蓄電池−Ａ給電失敗＋蓄電池−Ｂ給電失敗

1.7E-12＜0.1○①直流電源故障（区分Ⅰ）＋ＤＧ−２Ｄ運転継続失敗

6.3E-071.0①直流電源故障（区分Ⅱ）＋ＤＧ−２Ｃ運転継続失敗

6.3E-071.0○③直流電源故障（区分Ⅰ）＋ＤＧ−２Ｄ起動失敗

4.3E-070.7○③直流電源故障（区分Ⅱ）＋ＤＧ−２Ｃ起動失敗

4.3E-070.7○⑤直流電源故障（区分Ⅰ）＋ＤＧ−２Ｄメンテナンスによる待機除外

2.7E-070.5○⑤直流電源故障（区分Ⅱ）＋ＤＧ−２Ｃメンテナンスによる待機除外

2.7E-070.5○①直流電源故障（区分Ⅰ）＋ＤＧ−２Ｄ運転継続失敗＋逃がし安全弁再閉鎖失敗

3.3E-09＜0.1○①直流電源故障（区分Ⅱ）＋ＤＧ−２Ｃ運転継続失敗＋逃がし安全弁再閉鎖失敗

3.3E-09＜0.1○③直流電源故障（区分Ⅰ）＋ＤＧ−２Ｄ起動失敗＋逃がし安全弁再閉鎖失敗

2.2E-09＜0.1○

2.2E-09＜0.1○

・常設代替高圧電源装置○

4.1E-06

2.1E-08③直流電源故障（区分Ⅱ）＋ＤＧ−２Ｃ起動失敗＋逃がし安全弁再閉鎖失敗
崩壊熱除去喪失（ＴＷ，ＴＢＷ）の炉心損傷頻度に対する寄与割合を示す

別紙 6−15

【原子炉停止機能喪失】
いずれの事故シーケンスにおいても，電気的故障としてスクラムコ
ンタクタの故障を原子炉停止機能喪失の要因とするカットセットが上位に抽出されている。
これらのカットセットに対する炉心損傷防止対策としては，ＡＴＷ
Ｓ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対応が有効である。
なお，直流電源故障（区分Ⅰ，Ⅱ）時は当該区分の代替再循環ポン
プトリップ回路が機能しないが，これらのカットセットの寄与は全炉
心損傷頻度及び事故シーケンスグループ別炉心損傷頻度に対して非常に小さくなっており，また，その場合においても代替再循環ポンプの手動停止に期待でき，ほう酸水注入系も健全であることから炉心損傷防止が可能である。
また，ＬＯＣＡ起因の原子炉停止失敗時には，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，これらのカットセットの炉心損傷頻度は非常に小さくなっており，また，
その場合においてもＡＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機能）による反応度制御により対応可能である。

別紙 6−16

第 1− 7 表
事故シーケンス

過渡事象＋原子炉停止失敗

サポート系喪失（自動停止）＋原子炉停止失敗
原
子
炉
停
止
機
能
喪
失

炉心
損傷頻度
（／炉年）

大破断ＬＯＣＡ＋原子炉停止失敗

炉心
損傷頻度
（／炉年）

事故シーケンス
グループに対する寄与割合（％）①非隔離事象＋スクラムコンタクタ−Ａ／Ｃ作動失敗共通原因故障

4.6E-09

18.0○①非隔離事象＋スクラムコンタクタ−Ｂ／Ｄ作動失敗共通原因故障

4.6E-09

18.0○①非隔離事象＋スクラムコンタクタ−Ｅ／Ｇ作動失敗共通原因故障

4.6E-09

18.0○①非隔離事象＋スクラムコンタクタ−Ｆ／Ｈ作動失敗共通原因故障

4.6E-0918.0①直流電源故障（区分Ⅰ）＋スクラムコンタクタ−Ｂ／Ｄ作動失敗共通原因故障

7.6E-12＜0.1①直流電源故障（区分Ⅰ）＋スクラムコンタクタ−Ｆ／Ｈ作動失敗共通原因故障

7.6E-12＜0.1○※１①直流電源故障（区分Ⅱ）＋スクラムコンタクタ−Ａ／Ｃ作動失敗共通原因故障

7.6E-12＜0.1○※１①直流電源故障（区分Ⅱ）＋スクラムコンタクタ−Ｅ／Ｇ作動失敗共通原因故障

7.6E-12＜0.1○※１①小破断ＬＯＣＡ＋スクラムコンタクタ−Ａ／Ｃ作動失敗共通原因故障

8.1E-12＜0.1○※２①小破断ＬＯＣＡ＋スクラムコンタクタ−Ｂ／Ｄ作動失敗共通原因故障

8.1E-12＜0.1○※２①小破断ＬＯＣＡ＋スクラムコンタクタ−Ｅ／Ｇ作動失敗共通原因故障

8.1E-12＜0.1○※２①小破断ＬＯＣＡ＋スクラムコンタクタ−Ｆ／Ｈ作動失敗共通原因故障

8.1E-12＜0.1①大破断ＬＯＣＡ＋スクラムコンタクタ−Ａ／Ｃ作動失敗共通原因故障

5.4E-13＜0.1①大破断ＬＯＣＡ＋スクラムコンタクタ−Ｂ／Ｄ作動失敗共通原因故障

5.4E-13＜0.1○※２①大破断ＬＯＣＡ＋スクラムコンタクタ−Ｅ／Ｇ作動失敗共通原因故障

5.4E-13＜0.1○※２①大破断ＬＯＣＡ＋スクラムコンタクタ−Ｆ／Ｈ作動失敗共通原因故障

5.4E-13＜0.1○※２

主要なカットセット

有効性を確認する主な対策

対策の
有効性

2.5E-08

・ＡＴＷＳ緩和設備（代替原
子炉再循環系ポンプトリッ
プ機能）
・ほう酸水注入系○○※１

3.8E-11ＴＣ

中小破断ＬＯＣＡ＋原子炉停止失敗※1※2「原子炉停止機能喪失」における主要なカットセット

5.4E-11・ＡＴＷＳ緩和設備（代替原
子炉再循環系ポンプトリッ
プ機能）・ＡＴＷＳ緩和設備（代替制
御棒挿入機能）○※２○※２

2.2E-12直流電源故障（区分Ⅰ，Ⅱ）時は当該区分の代替再循環ポンプトリップ回路が機能しないが，代替再循環ポンプの手動停止に期待することが可能であり，ほう酸水注入系も健全であることから炉心損傷防止可能
ＬＯＣＡ時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，代替制御棒挿入機能による反応度制御に期待することで炉心損傷を防止可能

別紙 6−17

【ＬＯＣＡ時注水機能喪失】○中小破断ＬＯＣＡ＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗
高圧注水機能が喪失する主要な要因として高圧炉心スプレイ系の弁の故障及び高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水系のメンテナンス／ストレーナ閉塞が，低圧注水機能が喪失する要因としてサポート系である残留熱除去系海水系のストレーナ閉塞がカットセット上位に抽出されている。
これらのカットセットに対する炉心損傷防止対策としては，低圧代替注水系（常設）の注水容量の及ぶ範囲の破断面積までであれば，原
子炉手動減圧後の低圧代替注水系（常設）による注水が有効である。
なお，低圧代替注水系（常設）と設計基準設備の共有部分となる注入弁の故障を伴うカットセットについては，低圧代替注水系（常設）に期待が出来ないものの，事故シーケンスグループに対する寄与割合
は 0.1 ％ 未 満 と 非 常 に 小 さ い 。 ま た ， 注 入 弁 の 故 障 が 重 畳 し た 場 合 は ，
炉心損傷防止が困難である。
○中小破断ＬＯＣＡ＋高圧炉心冷却失敗＋原子炉減圧失敗
高圧注水機能が喪失する主要な要因として高圧炉心スプレイ系の弁の故障及び高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水系のメンテナンス／ストレーナ閉塞が，減圧機能が喪失する要因として水位トランス
ミッタの故障と認知失敗の重畳がカットセット上位に抽出されている。
中小破断ＬＯＣＡ時における減圧操作に対する認知失敗については，発生した場合は炉心損傷を防止することができないが，ＬＯＣＡが発生しているにもかかわらず，認知に失敗したまま長時間気づかないことは現実的には考え難く，これら認知失敗が含まれるカットセットの炉心損傷頻度は非常に小さくなっている。また，上位のカットセット
別紙 6−18

には含まれていないが自動減圧回路の機能喪失要因が格納容器圧力高信号を発信する機器の故障等であれば，過渡時自動減圧回路による原子炉減圧にも期待できる。

なお，いずれのカットセットにおいても，ＬＯＣＡの破断面積の大きさが一定の範囲を超えるような場合は，炉心損傷を防止することができないが，これらの炉心損傷防止対策が有効に機能しないカットセットについては，格納容器破損防止対策により原子炉格納容器の閉じ込め機能に期待できることを確認することとしている。

別紙 6−19

第 1− 8 表
事故シーケンス

中小破断ＬＯＣＡ＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗

Ｌ
Ｏ
Ｃ
Ａ
時
注
水
機
能
喪
失

炉心
損傷頻度
（／炉年）

Ａ
Ｅ

大破断ＬＯＣＡ＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗

炉心
損傷頻度
（／炉年）

事故シーケンス
グループに対する寄与割合（％）①中破断ＬＯＣＡ＋ＨＰＣＳ入口逆止弁（Ｓ／Ｐ側）開失敗＋ＲＨＲＳ−Ａ／Ｂ海水ストレーナ閉塞共通原因故障

1.1E-12

5.3△ ※１②中破断ＬＯＣＡ＋ＨＰＣＳ−ＤＧＳＷメンテナンスによる待機除外＋ＲＨＲＳ−Ａ／Ｂ海水ストレーナ閉塞共通原因故障

9.3E-13

4.3△ ※１③中破断ＬＯＣＡ＋ＨＰＣＳ−ＤＧＳＷ海水ストレーナ閉塞＋ＲＨＲＳ−Ａ／Ｂ海水ストレーナ閉塞共通原因故障

4.5E-13

2.1△ ※１④中破断ＬＯＣＡ＋ＨＰＣＳ−ＤＧＳＷポンプ起動失敗＋ＲＨＲＳ−Ａ／Ｂ海水ストレーナ閉塞共通要因故障

3.5E-13

1.6△ ※１⑤中破断ＬＯＣＡ＋ＨＰＣＳメンテナンス＋ＲＨＲＳ−Ａ／Ｂ海水
ストレーナ閉塞共通要因故障

3.4E-13

1.6△ ※１⑥中破断ＬＯＣＡ＋ＨＰＣＳ−ＤＧ軽油ストレーナ閉塞＋ＲＨＲＳ−Ａ／Ｂ海水ストレーナ閉塞共通要因故障

2.9E-13

1.3△ ※１⑦中破断ＬＯＣＡ＋ＨＰＣＳクーラ入口弁開け忘れ＋ＲＨＲＳ−Ａ／Ｂ海水ストレーナ閉塞共通要因故障

2.9E-13

1.3△ ※１⑦中破断ＬＯＣＡ＋ＨＰＣＳメカシールクーラ入口弁開け忘れ＋Ｒ
ＨＲＳ−Ａ／Ｂ海水ストレーナ閉塞共通要因故障

2.9E-13

1.3△ ※１⑦中破断ＬＯＣＡ＋ＨＰＣＳクーラ出口弁開け忘れ＋ＲＨＲＳ−Ａ／Ｂ海水ストレーナ閉塞共通要因故障

2.9E-13

1.3△ ※１⑦中破断ＬＯＣＡ＋ＨＰＣＳポンプ室空調１冷却水入口弁開け忘れ＋ＲＨＲＳ−Ａ／Ｂ海水ストレーナ閉塞共通要因故障

2.9E-13

1.3△ ※１⑦中破断ＬＯＣＡ＋ＨＰＣＳポンプ室空調１冷却水出口弁開け忘れ＋ＲＨＲＳ−Ａ／Ｂ海水ストレーナ閉塞共通要因故障

2.9E-13

1.3△ ※１⑦中破断ＬＯＣＡ＋ＨＰＣＳポンプ室空調２冷却水入口弁開け忘れ＋ＲＨＲＳ−Ａ／Ｂ海水ストレーナ閉塞共通要因故障

2.9E-13

1.3△ ※１⑦中破断ＬＯＣＡ＋ＨＰＣＳポンプ室空調２冷却水出口弁開け忘れ＋ＲＨＲＳ−Ａ／Ｂ海水ストレーナ閉塞共通要因故障

2.9E-13

1.3△ ※１⑦中破断ＬＯＣＡ＋ＨＰＣＳポンプ室空調クーラ元弁開け忘れ＋Ｒ
ＨＲＳ−Ａ／Ｂ海水ストレーナ閉塞共通要因故障

2.9E-13

1.3△ ※１⑦中破断ＬＯＣＡ＋ＨＰＣＳ−ＤＧＳＷポンプ出口弁開け忘れ＋Ｒ
ＨＲＳ−Ａ／Ｂ海水ストレーナ閉塞共通要因故障

2.9E-13

1.3△ ※１⑦中破断ＬＯＣＡ＋ＨＰＣＳ−ＤＧＳＷ放出ライン隔離弁開け忘れ＋ＲＨＲＳ−Ａ／Ｂ海水ストレーナ閉塞共通要因故障

2.9E-13

1.3⑦中破断ＬＯＣＡ＋ＨＰＣＳ−ＤＧＳＷ放出ライン排水弁１開け忘れ＋ＲＨＲＳ−Ａ／Ｂ海水ストレーナ閉塞共通要因故障

2.9E-13

1.3△ ※１⑦中破断ＬＯＣＡ＋ＨＰＣＳ−ＤＧＳＷ放出ライン排水弁２開け忘れ＋ＲＨＲＳ−Ａ／Ｂ海水ストレーナ閉塞共通要因故障

2.9E-13

1.3△ ※１⑦中破断ＬＯＣＡ＋ＨＰＣＳ−ＤＧＳＷエンジンエアクーラ入口弁
開け忘れ＋ＲＨＲＳ−Ａ／Ｂ海水ストレーナ閉塞共通要因故障

2.9E-13

1.3△ ※１⑦中破断ＬＯＣＡ＋ＨＰＣＳ−ＤＧＳＷエンジンエアクーラ入口弁
開け忘れ＋ＲＨＲＳ−Ａ／Ｂ海水ストレーナ閉塞共通要因故障

2.9E-13

1.3△ ※１⑦中破断ＬＯＣＡ＋ＨＰＣＳ−ＤＧＳＷ系統出口隔離弁開け忘れ＋
ＲＨＲＳ−Ａ／Ｂ海水ストレーナ閉塞共通要因故障

2.9E-13

1.3△ ※１

中破断ＬＯＣＡ＋ＨＰＣＳ入口逆止弁（Ｓ／Ｐ側）開失敗＋ＲＨ
ＲＳ−流量調整弁開失敗共通要因故障

2.4E-13

1.1△ ※１

中破断ＬＯＣＡ＋復水貯蔵タンクＡ真空逃がし弁作動失敗＋ＨＰ
ＣＳ水源切替操作失敗＋ＲＨＲＳ−Ａ／Ｂ海水ストレーナ閉塞共通
要因故障

2.3E-13

1.1△ ※１

中破断ＬＯＣＡ＋復水貯蔵タンクＢ真空逃がし弁作動失敗＋ＨＰ
ＣＳ水源切替操作失敗＋ＲＨＲＳ−Ａ／Ｂ海水ストレーナ閉塞共通
要因故障

2.3E-13

1.1△ ※１①中破断ＬＯＣＡ＋ＨＰＣＳ入口逆止弁（Ｓ／Ｐ側）開失敗＋原子炉水位トランスミッタ（Ｌ−１）−Ａ／Ｂ／Ｃ／Ｄ作動失敗
共通原因故障＋注水不能認知失敗

1.3E-13

0.6△ ※１

1.3E-130.6△ ※１

1.0E-130.5△ ※１

1.1E-130.5−

9.3E-140.4−

4.5E-140.2−

主要なカットセット

有効性を確認する主な対策

対策の
有効性

1.5E-11

Ｓ
１
Ｅ
,
Ｓ
２
Ｅ

中小破断ＬＯＣＡ＋高圧炉心冷却失敗＋原子炉減圧失敗※1「ＬＯＣＡ時注水機能喪失」における主要なカットセット

4.6E-12

1.4E-12②中破断ＬＯＣＡ＋ＨＰＣＳ入口逆止弁（Ｓ／Ｐ側）開失敗＋原子炉水位トランスミッタ（Ｌ−３）−Ａ／Ｂ作動失敗共通原因
故障＋注水不能認知失敗③中破断ＬＯＣＡ＋ＨＰＣＳ−ＤＧＳＷメンテナンスによる待機除外＋原子炉水位トランスミッタ（Ｌ−１）−Ａ／Ｂ／Ｃ／Ｄ作動失敗
共通原因故障＋注水不能認知失敗①大破断ＬＯＣＡ＋ＨＰＣＳ入口逆止弁（Ｓ／Ｐ側）開失敗＋ＲＨＲＳ−Ａ／Ｂ海水ストレーナ閉塞共通原因故障②大破断ＬＯＣＡ＋ＨＰＣＳ−ＤＧＳＷメンテナンスによる待機除外＋ＲＨＲＳ−Ａ／Ｂ海水ストレーナ閉塞共通原因故障③大破断ＬＯＣＡ＋ＨＰＣＳ−ＤＧＳＷ海水ストレーナ閉塞＋ＲＨＲＳ−Ａ／Ｂ海水ストレーナ閉塞共通原因故障
ＬＯＣＡの破断面積が低圧代替注水系（常設）の注水容量を超える場合は炉心損傷を防止できない

別紙 6−20△ ※１・低圧代替注水系（常設）【 格 納 容 器 バ イ パ ス （ イ ン タ ー フ ェ イ ス シ ス テ ム Ｌ Ｏ Ｃ Ａ ）】いずれの事故シーケンスにおいても，原子炉冷却材圧力バウンダリ
における複数の隔離弁が，定期検査時の通常状態への復旧失敗や機械的故障が重畳することで同時に機能喪失し，低圧設計配管が過圧され破断するカットセットが上位に抽出されている。
これらのカットセットに対する炉心損傷防止対策としては，格納容器バイパス（インターフェイスシステムＬＯＣＡ）が発生した系統以外の高圧注水機能又は低圧注水機能（原子炉を減圧した後に使用）を用いた原子炉注水が有効である。その後は，隔離弁の再閉操作等，破断箇所の隔離を試みるとともに，使用可能な緩和設備による水位維持，除熱を行うことで，炉心を安定状態とすることが可能である。

別紙 6−21

第 1− 9 表
事故シーケンス

格
納
容
器
バ
イ
パ
ス

Ｉ
Ｓ
Ｌ
Ｏ
Ｃ
Ａ

インターフェイスシステムＬＯＣＡ「格納容器バイパス」における主要なカットセット
炉心
損傷頻度
（／炉年）

炉心
損傷頻度
（／炉年）

事故シーケンス
グループに対する寄与割合（％）①ＲＨＲ−Ａテスタブル逆止弁定期試験＋ＲＨＲ−Ａ注入弁定期試験時の通常状態への復旧失敗＋ＲＨＲ−Ａテスタブル逆止弁閉失敗＋ＲＨＲ−Ａ吐出配管破断

1.5E-1030.4○①ＲＨＲ−Ｂテスタブル逆止弁定期試験＋ＲＨＲ−Ｂ注入弁定期試験時の通常状態への復旧失敗＋ＲＨＲ−Ｂテスタブル逆止弁閉失敗＋ＲＨＲ−Ｂ吐出配管破断

1.5E-1030.4○③ＲＨＲ−Ｃテスタブル逆止弁定期試験＋ＲＨＲ−Ｃ注入弁定期試験時の通常状態への復旧失敗＋ＲＨＲ−Ｃテスタブル逆止弁閉失敗＋ＲＨＲ−Ｃ吐出配管破断

5.9E-1112.1○④ＲＨＲ停止時冷却ライン（吸込）格納容器外隔離弁内部リーク＋ＲＨＲ停止時冷却ライン（吸込）格納容器内隔離弁内部リーク＋ＲＨＲ低圧配管破断

1.7E-11

3.6○④ＲＨＲ停止時冷却ライン（吸込）格納容器内隔離弁内部リーク＋ＲＨＲ停止時冷却ライン（吸込）格納容器外隔離弁内部リーク＋ＲＨＲ低圧配管破断

1.7E-11

3.6○⑥ＲＨＲ停止時冷却ライン（吸込）格納容器外隔離弁誤開＋ＲＨＲ停止時冷却ライン（吸込）格納容器内隔離弁内部リーク＋ＲＨＲ低圧配管破断

1.1E-112.2○⑥ＲＨＲ停止時冷却ライン（吸込）格納容器内隔離弁誤開＋ＲＨＲ停止時冷却ライン（吸込）格納容器外隔離弁内部リーク＋ＲＨＲ低圧配管破断

1.1E-112.2○⑥ＲＨＲ停止時冷却ライン（吸込）格納容器外隔離弁内部リーク＋ＲＨＲ停止時冷却ライン（吸込）格納容器内隔離弁誤開＋ＲＨＲ低圧配管破断

1.1E-112.2⑥ＲＨＲ停止時冷却ライン（吸込）格納容器内隔離弁内部リーク＋ＲＨＲ停止時冷却ライン（吸込）格納容器外隔離弁誤開＋ＲＨＲ低圧配管破断

1.1E-11

2.2○⑩ＨＰＣＳテスタブル逆止弁定期試験＋ＨＰＣＳ注入弁内部リーク＋ＨＰＣＳポンプ出口逆止弁内部リーク＋ＨＰＣＳ低圧配管破断

8.6E-121.8○⑪ＲＨＲ−Ａテスタブル逆止弁定期試験＋ＲＨＲ−Ａ注入弁定期試験時の通常状態への復旧失敗＋ＲＨＲ−Ａ逆止弁操作スイッチ開失敗＋ＲＨＲ−Ａ吐出配管破断

8.2E-121.7○⑪ＲＨＲ−Ｂテスタブル逆止弁定期試験＋ＲＨＲ−Ｂ注入弁定期試験時の通常状態への復旧失敗＋ＲＨＲ−Ｂ逆止弁操作スイッチ開失敗＋ＲＨＲ−Ｂ吐出配管破断

8.2E-121.7○⑬ＲＨＲ停止時冷却ライン（吸込）格納容器外隔離弁誤開＋ＲＨＲ停止時冷却ライン（吸込）格納容器内隔離弁誤開＋ＲＨＲ低圧配管破断

6.5E-121.3○⑬ＲＨＲ停止時冷却ライン（吸込）格納容器内隔離弁誤開＋ＲＨＲ停止時冷却ライン（吸込）格納容器外隔離弁誤開＋ＲＨＲ低圧配管破断

6.5E-121.3○⑮ＲＨＲ−Ａテスタブル逆止弁定期試験＋ＲＨＲ−Ａ注入弁定期試験時の通常状態への復旧失敗＋ＲＨＲ−Ａ逆止弁閉失敗＋ＲＨＲ−Ａ熱交換器破損

4.9E-121.0○⑮ＲＨＲ−Ｂテスタブル逆止弁定期試験＋ＲＨＲ−Ｂ注入弁定期試験時の通常状態への復旧失敗＋ＲＨＲ−Ｂ逆止弁閉失敗＋ＲＨＲ−Ｂ熱交換器破損

4.9E-121.0○

主要なカットセット

対策の
有効性

○
・破損系統を除く原子炉注水
機能・破損系統の隔離

4.8E-10

別紙 6−22有効性を確認する主な対策

1− 2．
(1)

ＦＶ重要度に照らした重大事故等対処設備の有効性
実施内容
ＦＶ重要度の高い基事象に対し，その基事象の発生に伴って生じる系統機能の喪失に重大事故等防止対策が有効であるか定性的に分析した。
なお，今回の整理は定量的に評価したＦＶ重要度に対し対策の有効性の観点で定性的な考察を加えたものであり，あくまで定性的な分析である。対策の有効性を定量的に把握する観点では，新たに講じた対策をモデル化した上でＰＲＡを実施し，その結果を比較することが望ましいが，今回はプラント運転時の内部事象出力運転時レベル１ＰＲＡのＦＶ重要度を定量的な検討材料として分析することとし，この確認を実施した。
(2)

選定条件
事故シーケンスグループ別にＦＶ重要度を分析し，その値が1E-3 を 超 え る 基 事 象 に つ い て ， 重 大 事 故 等 防 止 対 策 が 有 効 で あ るか確認することとした。ＦＶ重要度が小さい基事象は，重大事故等防止対策による対応が可能であったとしてでも，炉心損傷頻度の低減効果が小さいことから，事故シーケンスグループの支配的な リ ス ク 要 因 を 網 羅 的 に 確 認 す る 範 囲 と し て ， 1E-3 を 基 準 と す る
こ と と し ， 1E-3 未 満 の 基 事 象 に つ い て は 確 認 対 象 外 と し た 。

(3)

確認結果
Ｆ Ｖ 重 要 度 が 1E-3 を 超 え る 基 事 象 を 確 認 し た と こ ろ ，「 高 圧 ・
低 圧 注 水 機 能 喪 失 」，「 高 圧 注 水 ・ 減 圧 機 能 喪 失 」，「 全 交 流 動 力 電
源 喪 失 」，「 崩 壊 熱 除 去 機 能 喪 失 」，「 原 子 炉 停 止 機 能 喪 失 」 及 び「インターフェイスシステムＬＯＣＡ」については，抽出された
別紙 6−23

全ての基事象に対して，定性的には何らかの重大事故等防止対策
が 有 効 で あ る こ と を 確 認 し た 。 ま た ，「 Ｌ Ｏ Ｃ Ａ 時 注 水 機 能 喪失」については，ＬＯＣＡの破断面積が大きい場合には，抽出された一部の基事象に対して，定性的には有効な重大事故等対策が確認されなかった。
今 回 の 内 部 事 象 出 力 運 転 時 レ ベ ル １ Ｐ Ｒ Ａ で は ，「 崩 壊 熱 除 去
機 能 喪 失 」 が 炉 心 損 傷 頻 度 の ほ ぼ 100％ を 占 め て お り ，「 崩 壊 熱 除
去 機 能 喪 失 」 に 対 し て は Ｆ Ｖ 重 要 度 が 1E-3 を 超 え る 全 て の 基 事
象に重大事故等対処設備（具体的には格納容器圧力逃がし装置等による除熱機能の代替）が有効であることを確認した。このことから，重大事故等対処設備によって，プラント運転開始時の内部
事 象 レ ベ ル １ Ｐ Ｒ Ａ の 全 炉 心 損 傷 頻 度 は 1E-3 程 度 低 減 さ れ る ものと考えられる。また，重大事故等対処設備による内部事象を起因 し た 炉 心 損 傷 リ ス ク へ の 対 策 の 網 羅 性 は 99％ 以 上 と 整 理 で き る 。
事故シーケンスグループ別の確認結果については以下に示すとおり。

【高圧・低圧注水機能喪失】
Ｆ Ｖ 重 要 度 が 1E-3 を 超 え る 全 て の 基 事 象 に 何 ら か の 重 大 事 故 等 防止対策が有効であることを確認した。
支配的な基事象として，高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機及び残留熱除去系海水系の故障並びに点検のための待機除外等が抽出されたが，これらに対しては低圧代替注水系（常設）による原子炉注水によって対応することが可能である。

別紙 6−24

【高圧注水・減圧機能喪失】
Ｆ Ｖ 重 要 度 が 1E-3 を 超 え る 全 て の 基 事 象 に 何 ら か の 重 大 事 故 等 防止対策が有効であることを確認した。
支配的な基事象として，原子炉手動減圧失敗，注水不能認知失敗等のヒューマンエラーが抽出されたが，これらに対しては過渡時自動減圧機能による原子炉減圧が有効であり，その後の低圧炉心冷却によって対応することが可能である。
【 全 交 流 動 力 電 源 喪 失 （ 長 期 Ｔ Ｂ ， Ｔ Ｂ Ｕ ， Ｔ Ｂ Ｐ ， Ｔ Ｂ Ｄ ）】Ｆ Ｖ 重 要 度 が 1E-3 を 超 え る 全 て の 基 事 象 に 何 ら か の 重 大 事 故 等 防止対策が有効であることを確認した。
支配的な基事象として，非常用ディーゼル発電機，非常用蓄電池の故障等が抽出されたが，これらに対しては常設代替直流電源設備及び常設代替高圧電源装置による電源復旧によって対応することが可能である。また，長期ＴＢの場合については，原子炉隔離時冷却系の運転継続中に電源が不要となる低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注
水を確保することによって対応することも可能である。
【崩壊熱除去機能喪失】
Ｆ Ｖ 重 要 度 が 1E-3 を 超 え る 全 て の 基 事 象 に 何 ら か の 重 大 事 故 等 防止対策が有効であることを確認した。
支配的な基事象として，残留熱除去系操作失敗のヒューマンエラー
及び残留熱除去系，残留熱除去系海水系の故障等が抽出されたが，これらに対しては耐圧強化ベント又は格納容器圧力逃がし装置によって対応することが可能である。また，残留熱除去系海水系が故障した場合については，緊急用海水系によって対応することも可能である。

別紙 6−25

【原子炉停止機能喪失】
Ｆ Ｖ 重 要 度 が 1E-3 を 超 え る 全 て の 基 事 象 に 何 ら か の 重 大 事 故 等 防止対策が有効であることを確認した。
支配的な基事象として，スクラムコンタクタの故障が抽出されているが，これらに対してはＡＴＷＳ緩和設備（代替原子炉再循環系ポン
プトリップ機能）及びほう酸水注入系によって対応することが可能である。
【ＬＯＣＡ時注水機能喪失】
ＬＯＣＡ時注水機能喪失については，ＬＯＣＡの破断面積が大きい
場合には炉心損傷防止が困難となるが，破断面積が一定の範囲内であれば，何らかの重大事故等防止対策が有効であることを確認した。
支配的な基事象として，残留熱除去系海水系，高圧炉心スプレイ系の故障等が抽出されたが，これらに対しては低圧代替注水系（常設）による原子炉注水によって対応することが可能である。また，この他に支配的な基事象として，注水不能認知失敗，原子炉手動減圧失敗等のヒューマンエラーが抽出されたが，これらに対しては低圧ＥＣＣＳが健全な状況であれば，過渡時自動減圧回路による減圧によって対応することも可能である。
【 格 納 容 器 バ イ パ ス （ イ ン タ ー フ ェ イ ス シ ス テ ム Ｌ Ｏ Ｃ Ａ ）】Ｆ Ｖ 重 要 度 が 1E-3 を 超 え る 全 て の 基 事 象 に 何 ら か の 重 大 事 故 等 防止対策が有効であることを確認した。
支配的な基事象として，インターフェイスシステムＬＯＣＡ発生の起因となる配管破損及び隔離弁の閉め忘れ，故障等が抽出されたが，これらに対しては減圧による漏えい低減や発生個所の隔離によって対応することが可能である。
別紙 6−26

2.

内部事象運転時レベル１．５ＰＲＡ

2− 1．
(1)

主要なカットセットに照らした重大事故等対処設備の有効性
選定条件

事故シーケンスの種類によっては展開されるカットセットが無数に存在するため，ここでは，各事象シーケンスについて以下の基準を基に主要なカットセットを抽出した。なお，格納容器先行
破損シーケンスについては，炉心損傷防止対策の有効性を確認しているため，カットセットの分析対象から除外した。
・格納容器破損モードの各ＰＤＳの中で上位 3 位までのカット
セット
各事故シーケンスにおける主要なカットセット及び格納容器破損 防 止 対 策 の 確 認 結 果 を 第 2− 1 表 〜 第 2− 4 表 に 示 す 。

(2)

主要なカットセットの確認結果
第 2− 1 表 〜 第 2− 4 表 に 示 し た と お り ， 主 要 な カ ッ ト セ ッ ト レ

ベルまで展開しても，格納容器破損防止対策により格納容器破損を防止できることを確認した。

別紙 6−27

【 雰 囲 気 圧 力 ・ 温 度 に よ る 静 的 負 荷 （ 過 圧 破 損 ）】最も支配的な事故シーケンスは，ＴＱＵＸによって炉心損傷に至った後に過圧破損に至るシーケンスとなる。本事故シーケンスにおける主要なカットセットとしては，直流電源（区分Ⅰ）が故障し，ＨＰＣ
Ｓ−ＤＧの運転継続，原子炉減圧及びＲＨＲスプレイに失敗すること
により過圧破損に至る事象が抽出されている。
本破損モードに対する格納容器破損防止対策としては，常設代替高圧電源装置及び常設代替直流電源設備による電源供給の対策に加え，
低圧代替注水系（常設）による損傷炉心への注水，代替格納容器スプ
レイ冷却系（常設）による格納容器冷却及び格納容器圧力逃がし装置
による除熱が有効である。

【 雰 囲 気 圧 力 ・ 温 度 に よ る 静 的 負 荷 （ 過 温 破 損 ）】最も支配的な事故シーケンスは，長期ＴＢによって炉心損傷に至った後に過温破損に至るシーケンスとなる。本事故シーケンスにおける主要なカットセットとしては，外部電源喪失が発生し，軽油貯蔵タン
ク閉塞／破損やＤＧ及びＨＰＣＳ−ＤＧの故障の重畳によって全交流
動力電源喪失に至ることにより，過温破損に至る事象が抽出されている。
本破損モードに対する格納容器破損防止対策としては，常設代替高圧電源装置による電源供給の対策に加え，低圧代替注水系（常設）による損傷炉心への注水，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による
格納容器冷却，代替循環冷却系及び格納容器圧力逃がし装置による除熱が有効である。

別紙 6−28

第 2− 1 表

「雰囲気圧力温度による静的負荷」における主要なカットセット

格納容器破損モード

雰囲気圧力温度による静的負荷（過圧破損）

プラント
損傷状態
（ＰＤＳ）

ＴＱＵＸ

ＴＱＵＸ

長期ＴＢ

雰囲気圧力温度による静的負荷（過温破損）

ＴＢＵ

ＴＢＤ

ＬＯＣＡ

ＣＦＦ
（/炉年）

2.2E-09

6.3E-09

6.9E-08

主要なカットセット

ＣＦＦ
（／炉年）

事故シーケンスに対する寄与割合（％）①直流電源故障（区分Ⅰ）＋ＨＰＣＳ−ＤＧ運転継続失敗＋原子炉手動減圧失敗＋ＲＨＲによる格納容器スプレイ操
作失敗

1.8E-108.4○②直流電源故障（区分Ⅰ）＋ＨＰＣＳ−ＤＧ起動失敗＋原子炉手動減圧失敗＋ＲＨＲによる格納容器スプレイ操作失敗

1.3E-105.7○③直流電源故障（区分Ⅰ）＋ＨＰＣＳ−ＤＧ運転継続失敗＋注水不能認知失敗＋ＲＨＲによる格納容器スプレイ操作
失敗

8.0E-113.7○①直流電源故障（区分Ⅰ）＋ＨＰＣＳ−ＤＧ運転継続失敗＋注水不能認知失敗＋損傷炉心の冷却認知失敗

3.1E-105.0○①直流電源故障（区分Ⅰ）＋ＨＰＣＳ−ＤＧ運転継続失敗＋原子炉手動減圧失敗＋炉心損傷後の原子炉手動減圧失敗

3.1E-105.0○③直流電源故障（区分Ⅰ）＋ＨＰＣＳ−ＤＧ起動失敗＋原子炉手動減圧失敗＋炉心損傷後の原子炉手動減圧失敗

2.1E-103.4○①外部電源喪失＋軽油貯蔵タンク閉塞

4.3E-0862.2○②外部電源喪失＋軽油貯蔵タンク破損

2.8E-094.1○③外部電源喪失＋ＤＧ−２Ｃ，２Ｄ運転継続失敗共通要因
故障＋ＨＰＣＳ−ＤＧ運転継続失敗

4.1E-100.6①直流電源故障（区分Ⅰ）＋軽油貯蔵タンク閉塞＋原子炉
手動減圧失敗6.4E-1015.2②直流電源故障（区分Ⅰ）＋ＤＧ−２Ｄ運転継続失敗＋Ｈ
ＰＣＳ−ＤＧ運転継続失敗＋原子炉手動減圧失敗

2.9E-106.9③直流電源故障（区分Ⅰ）＋ＤＧ−２Ｄ起動失敗＋ＨＰＣ
Ｓ−ＤＧ運転継続失敗＋原子炉手動減圧失敗

2.0E-104.7○③直流電源故障（区分Ⅰ）＋ＤＧ−２Ｄ運転継続失敗＋Ｈ
ＰＣＳ−ＤＧ起動失敗＋原子炉手動減圧失敗

2.0E-104.7○①外部電源喪失＋蓄電池−Ａ／Ｂ給電失敗共通要因故障＋
ＨＰＣＳ−ＤＧ運転継続失敗

1.6E-1226.6○②外部電源喪失＋蓄電池−Ａ／Ｂ給電失敗共通要因故障＋
ＨＰＣＳ−ＤＧ起動失敗

1.1E-1218.1○③外部電源喪失＋蓄電池−Ａ／Ｂ給電失敗共通要因故障＋
ＨＰＣＳ−ＤＧメンテナンス

6.8E-13

11.5○①中破断ＬＯＣＡ＋ＨＰＣＳ入口逆止弁（Ｓ／Ｐ側）開失
敗＋ＲＨＲＳ−Ａ／Ｂ海水ストレーナ閉塞共通要因故障

1.1E-12

5.3○②中破断ＬＯＣＡ＋ＨＰＣＳ−ＤＧＳＷメンテナンス＋Ｒ
ＨＲＳ−Ａ／Ｂ海水ストレーナ閉塞共通要因故障

9.3E-13

4.3○③中破断ＬＯＣＡ＋ＨＰＣＳ−ＤＧＳＷ海水ストレーナ閉
塞＋ＲＨＲＳ−Ａ／Ｂ海水ストレーナ閉塞共通要因故障

4.5E-13

2.1

○

主な対策

・常設代替高圧電源装置
・常設代替直流電源設備
・低圧代替注水系（常設）・代替格納容器スプレイ冷却系（常設）・代替循環冷却系又は格納容器圧力逃がし
装置

対策
有効性

○

○

○

4.2E-09

5.9E-12

2.1E-11

別紙 6−29

【高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱】
最も支配的な事故シーケンスは，長期ＴＢによって炉心損傷に至った後に格納容器雰囲気直接加熱に至るシーケンスとなる。本事故シー
ケンスにおける主要なカットセットとしては，外部電源喪失が発生し，軽油貯蔵タンク閉塞／破損やＤＧ及びＨＰＣＳ−ＤＧの故障の重畳によって全交流動力電源喪失に至ることにより，原子炉圧力容器が高圧状態で破損し，格納容器雰囲気直接加熱により格納容器破損に至る事
象が抽出されている。
本破損モードについては，交流電源が喪失しても原子炉圧力容器の減圧操作は可能であることから，格納容器破損を防止することが可能である。
なお，ヒューマンエラーによる原子炉の減圧失敗については，発生した場合は格納容器破損を防止することができないが，認知に失敗したまま長時間気づかない場合や，操作に失敗したにもかかわらずその後の対応をとらないことは現実的には考え難く，これらのカットセッ
トの炉心損傷頻度は非常に小さくなっている。

別紙 6−30

第 2− 2 表

「高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」における主要なカットセット

格納容器破損モード

プラント
損傷状態
（ＰＤＳ）

ＴＱＵＸ

長期ＴＢ

ＣＦＦ
（/炉年）

2.4E-11

8.5E-09

高圧溶融物放出／
格納容器雰囲気直接加熱

ＴＢＵ

ＴＢＤ

1.6E-11

2.2E-14主要なカットセット

ＣＦＦ
（／炉年）

事故シーケンスに対する寄与割合（％）①直流電源故障（区分Ⅰ）＋ＨＰＣＳ−ＤＧ運転継続失敗＋原子炉手動減圧失敗＋炉心損傷後の原子炉手動減圧失敗＋ＤＣＨによるＰＣＶ破損

1.2E-125.0−①直流電源故障（区分Ⅰ）＋ＨＰＣＳ−ＤＧ運転継続失敗＋注水不能認知失敗＋損傷炉心の冷却認知失敗＋ＤＣＨによるＰＣＶ破損

1.2E-125.0−③直流電源故障（区分Ⅰ）＋ＨＰＣＳ−ＤＧ起動失敗＋原子炉手動減圧失敗＋炉心損傷後の原子炉手動減圧失敗＋Ｄ
ＣＨによるＰＣＶ破損

7.9E-133.4−①外部電源喪失＋燃料貯蔵タンク閉塞＋ＤＣＨによるＰＣ
Ｖ破損

5.3E-0962.2○②外部電源喪失＋燃料貯蔵タンク破損＋ＤＣＨによるＰＣ
Ｖ破損

3.5E-104.1○③外部電源喪失＋ＤＧ−２Ｃ，２Ｄ運転継続失敗共通要因
故障＋ＨＰＣＳ−ＤＧ運転継続失敗＋ＤＣＨによるＰＣＶ
破損

5.0E-11

0.6

主な対策

対策
有効性

○
・原子炉圧力容器破損までに逃がし安全弁
による手動減圧①直流電源故障（区分Ⅰ）＋軽油貯蔵タンク閉塞＋原子炉
手動減圧失敗＋ＤＣＨによるＰＣＶ破損

2.4E-1215.2②直流電源故障（区分Ⅰ）＋ＤＧ−２Ｄ運転継続失敗＋Ｈ
ＰＣＳ−ＤＧ運転継続失敗＋原子炉手動減圧失敗＋ＤＣＨ
によるＰＣＶ破損

1.1E-126.9−③直流電源故障（区分Ⅰ）＋ＤＧ−２Ｄ起動失敗＋ＨＰＣ
Ｓ−ＤＧ運転継続失敗＋原子炉手動減圧失敗＋ＤＣＨによるＰＣＶ破損7.3E-134.7−③直流電源故障（区分Ⅰ）＋ＤＧ−２Ｄ運転継続失敗＋Ｈ
ＰＣＳ−ＤＧ起動失敗＋原子炉手動減圧失敗＋ＤＣＨによるＰＣＶ破損7.3E-134.7−①外部電源喪失＋蓄電池−Ａ／Ｂ給電失敗共通要因故障＋
ＨＰＣＳ−ＤＧ運転継続失敗＋ＤＣＨによるＰＣＶ破損

5.8E-1526.6○②外部電源喪失＋蓄電池−Ａ／Ｂ給電失敗共通要因故障＋
ＨＰＣＳ−ＤＧ起動失敗＋ＤＣＨによるＰＣＶ破損

4.0E-1518.1○③外部電源喪失＋蓄電池−Ａ／Ｂ給電失敗共通要因故障＋
ＨＰＣＳ−ＤＧメンテナンス＋ＤＣＨによるＰＣＶ破損

2.5E-15

11.5○

別紙 6−31−

【原子炉圧力容器外溶融燃料−冷却材相互作用】
最も支配的な事故シーケンスは，ＴＱＵＸによって炉心損傷に至った後に原子炉圧力容器が損傷し，ペデスタル（ドライウェル部）に落下した溶融物と水との接触に伴い，溶融物の持つ熱エネルギが爆発的な機械エネルギに変換され，格納容器への荷重が生じることで格納容器が破損するシーケンスとなる。本事故シーケンスにおける主要なカ
ットセットとしては，直流電源（区分Ⅰ）が故障した後，ＨＰＣＳ−
ＤＧの運転及び原子炉減圧に失敗することにより，ペデスタル（ドライウェル部）に落下した溶融物と冷却材との相互作用によって格納容器破損に至る事象が抽出されている。
本破損モードに対しては，仮に発生した場合においても格納容器圧
力バウンダリの機能喪失に至らないことを確認しており，対策は講じていない。

第 2− 3 表「原子炉圧力容器外溶融燃料−冷却材相互作用」における主要なカットセット

格納容器破損モード

プラント
損傷状態
（ＰＤＳ）

ＴＱＵＸ

ＣＦＦ
（/炉年）

2.2E-14

原子炉圧力容器外
溶融燃料−冷却材相互作用

ＬＯＣＡ

2.8E-20

主要なカットセット

ＣＦＦ
（／炉年）

事故シーケンスに対する寄与割合（％）①直流電源故障（区分Ⅰ）＋ＨＰＣＳ−ＤＧ運転継続失敗＋原子炉手動減圧失敗＋ＩＶＲ失敗＋水蒸気爆発（ペデスタル）

1.4E-156.1○②直流電源故障（区分Ⅰ）＋ＨＰＣＳ−ＤＧ起動失敗＋原子炉手動減圧失敗＋ＩＶＲ失敗＋水蒸気爆発（ペデスタル）

9.2E-164.1○③直流電源故障（区分Ⅰ）＋ＨＰＣＳ−ＤＧメンテナンス＋原子炉手動減圧失敗＋ＩＶＲ失敗＋水蒸気爆発（ペデスタル）

5.9E-16

2.6①中破断ＬＯＣＡ＋ＨＰＣＳ入口逆止弁（Ｓ／Ｐ側）開失
敗＋ＲＨＲＳ−Ａメンテナンス＋ＬＰＣＩ−Ｂ／Ｃ注入弁
開失敗共通要因故障＋水蒸気爆発（ペデスタル）

2.1E-220.8②中破断ＬＯＣＡ＋ＨＰＣＳ−ＤＧＳＷメンテナンス＋Ｒ
ＨＲＳ−Ａメンテナンス＋ＬＰＣＩ−Ｂ／Ｃ注入弁開失敗
共通要因故障＋水蒸気爆発（ペデスタル）

1.7E-220.6○③中破断ＬＯＣＡ＋ＨＰＣＳ入口逆止弁（Ｓ／Ｐ側）開失
敗＋ＲＨＲＳ−Ａメンテナンス＋ＬＰＣＩ−Ｂ／Ｃ注入弁
開失敗共通要因故障＋水蒸気爆発（ペデスタル）

1.2E-220.4○

別紙 6−32

主な対策

対策
有効性

○
なし
（原子炉圧力容器外の溶融燃料−冷却材相互作用が発生しても格納容器圧力バウンダリの機能喪失に至らないことを確認する）○

【溶融炉心・コンクリート相互作用】
最も支配的な事故シーケンスは，ＴＢＵによって炉心損傷に至った
後に原子炉圧力容器が損傷し，ペデスタル（ドライウェル部）床面での溶融炉心・コンクリート相互作用が継続するシーケンスとなる。本
事故シーケンスにおける主要なカットセットとしては，直流電源（区分Ⅰ）が故障し，軽油貯蔵タンク閉塞／破損やＤＧ及びＨＰＣＳ−Ｄ
Ｇの故障の重畳によって全交流動力電源喪失に至ることにより，ペデスタル（ドライウェル部）床面での溶融炉心・コンクリート相互作用が継続して格納容器破損に至る事象が抽出されている。
本破損モードに対する格納容器破損防止対策としては，格納容器下部注水系（常設）によるペデスタル（ドライウェル部）への注水が有効である。

別紙 6−33

第 2− 4 表

「溶融炉心・コンクリート相互作用」における主要なカットセット

格納容器破損モード

プラント
損傷状態
（ＰＤＳ）

ＴＱＵＶ

ＴＱＵＸ

ＴＢＵ

ＣＦＦ
（/炉年）

3.3E-09

7.0E-10

ＬＯＣＡ

ＣＦＦ
（／炉年）

事故シーケンスに対する寄与割合（％）①直流電源故障（区分Ⅰ）＋ＨＰＣＳ−ＤＧ運転継続失敗＋ＲＨＲＳ−Ｂメンテナンス

2.1E-106.4○②直流電源故障（区分Ⅰ）＋ＨＰＣＳ−ＤＧ起動失敗＋Ｒ
ＨＲＳ−Ｂメンテナンス

1.4E-104.3○③直流電源故障（区分Ⅰ）＋ＨＰＣＳ−ＤＧメンテナンス＋ＲＨＲＳ−Ｂメンテナンス

9.2E-112.8○①直流電源故障（区分Ⅰ）＋ＨＰＣＳ−ＤＧ運転継続失敗＋原子炉手動減圧失敗＋ＩＶＲ失敗＋ペデスタル注水失敗＋ＲＨＲによる格納容器スプレイ操作失敗

2.4E-113.5○②直流電源故障（区分Ⅰ）＋ＨＰＣＳ−ＤＧ起動失敗＋原子炉手動減圧失敗＋ＩＶＲ失敗＋ペデスタル注水失敗＋Ｒ
ＨＲによる格納容器スプレイ操作失敗

1.7E-112.4○③直流電源故障（区分Ⅰ）＋ＨＰＣＳ−ＤＧメンテナンス＋原子炉手動減圧失敗＋ＩＶＲ失敗＋ペデスタル注水失敗＋ＲＨＲによる格納容器スプレイ操作失敗

1.1E-111.5○①直流電源故障（区分Ⅰ）＋軽油貯蔵タンク閉塞

2.3E-0913.7○②直流電源故障（区分Ⅰ）＋ＤＧ−２Ｄ運転継続失敗＋Ｈ
ＰＣＳ−ＤＧ運転継続失敗

1.0E-09

6.2

1.7E-08

溶融炉心・コンクリート相互作用

ＴＢＰ

主要なカットセット

5.2E-10

6.8E-16

主な対策

対策
有効性

○
・常設代替高圧電源装置
・常設代替直流電源設備
・格納容器下部注水系（常設）③直流電源故障（区分Ⅰ）＋ＤＧ−2Ｄ運転継続失敗＋Ｈ
ＰＣＳ−ＤＧ起動失敗

7.0E-104.2③直流電源故障（区分Ⅰ）＋ＤＧ−２Ｄ起動失敗＋ＨＰＣ
Ｓ−ＤＧ運転継続失敗

7.0E-104.2○①外部電源喪失＋軽油貯蔵タンク閉塞＋ＳＲＶ再閉鎖失敗

2.2E-1042.5○②外部電源喪失＋軽油貯蔵タンク破損＋ＳＲＶ再閉鎖失敗

1.5E-112.8○③外部電源喪失＋ＤＧ−2Ｃ，２Ｄ運転継続失敗共通要因
故障＋ＳＲＶ再閉鎖失敗＋ＨＰＣＳ−ＤＧ運転継続失敗

2.1E-120.4○①中破断ＬＯＣＡ＋ＨＰＣＳ入口逆止弁（Ｓ／Ｐ側）開失
敗＋ＲＨＲＳ−Ａメンテナンス＋ＬＰＣＩ−Ｂ／Ｃ注入弁
開失敗共通要因故障＋ペデスタル（ドライウェル部）での水蒸気爆発なし

4.9E-18

0.7○②中破断ＬＯＣＡ＋ＨＰＣＳ−ＤＧＳＷメンテナンス＋Ｒ
ＨＲＳ−Ａメンテナンス＋ＬＰＣＩ−Ｂ／Ｃ注入弁開失敗
共通要因故障＋ペデスタル（ドライウェル部）での水蒸気爆発なし

4.0E-18

0.6○③中破断ＬＯＣＡ＋ＨＰＣＳ入口逆止弁（Ｓ／Ｐ側）開失
敗＋ＲＨＲＳ−Ａメンテナンス＋ＬＰＣＩ−Ａ／Ｂ／Ｃ注
入弁開失敗共通要因故障＋ペデスタル（ドライウェル部）
での水蒸気爆発なし

2.8E-18

0.4○

別紙 6−34○

3.

内部事象停止時レベル１ＰＲＡ

3− 1．
(1)

主要なカットセットに照らした重大事故等対処設備の有効性
選定条件
事故シーケンスの種類によっては展開されるカットセットが無数 に 存 在 す る も の が あ る た め ,こ こ で は ,各 事 故 シ ー ケ ン ス に つ いて以下の判断基準を基に主要なカットセットを抽出した。
・ 炉 心 損 傷 頻 度 が 1E-7／ 炉 年 以 上 の カ ッ ト セ ッ ト
・ 事 故 シ ー ケ ン ス グ ル ー プ 別 炉 心 損 傷 頻 度 へ の 寄 与 が 1％ 以 上
また，上記の条件を満たさないカットセットについても，各事
故シーケンスにおける上位 3 位までのカットセットを抽出し，重大事故等対処設備が有効であるか確認した。
確 認 結 果 を 第 3− 1 表 〜 第 3− 3 表 に 示 す 。 ま た ， 主 要 な カ ッ ト
セットのうち，各事故シーケンスグループの炉心損傷頻度が最上位 で あ る シ ー ケ ン ス を 第 3− 1 図 〜 第 3− 3 図 に 示 す 。
(2)

主要なカットセットの確認結果
第 3− 1 表 〜 第 3− 3 表 に 示 し た と お り ， 全 て の 事 故 シ ー ケ ン ス
に対しては，主要なカットセットまで展開した場合においても，整備する燃料損傷防止対策により燃料損傷を防止できることを確認した。

別紙 6−35

【崩壊熱除去機能喪失】○崩壊熱除去機能喪失＋崩壊熱除去・炉心冷却失敗
ＰＯＳ−Ｂ１〜Ｂ３においては，使用可能である除熱・注水設備が残留熱除去系 1 系統及び復水移送系 1 系統のみとなる。そのため，当該ＰＯＳにおいて，残留熱除去系の故障の発生後，復水移送系の水源である復水貯蔵タンクの真空逃がし弁作動失敗により，崩壊熱除去機
能喪失に至るカットセットが上位に抽出されている。
○外部電源喪失＋崩壊熱除去・炉心冷却失敗
ＰＯＳ−Ｂ１〜Ｂ３においては，使用可能である除熱・注水設備が残留熱除去系 1 系統及び復水移送系 1 系統のみとなる。そのため，当該ＰＯＳにおいて，外部電源喪失の発生により復水移送系が機能喪失
し，残留熱除去系のポンプや弁の手動操作失敗により崩壊熱除去機能喪失に至るカットセットが上位に抽出されている。

これらのカットセットに対する燃料損傷防止対策としては，注水設
備 の 多 様 化 （ 低 圧 代 替 注 水 系 （ 常 設 ）， 低 圧 代 替 注 水 系 （ 可 搬 型 ）， 消火系等）による対応が有効である。

別紙 6−36

第 3− 1 表事故シーケンス

残留熱除去系の故障（ＲＨＲ喪失）＋崩壊熱除去・炉心冷却失敗「崩壊熱除去機能喪失」における主要なカットセット
炉心損傷頻度
（／施設定期検査）

9.9E-07

崩
壊
熱
除
去
機
能
喪
失
残留熱除去系の故障（ＲＨＲＳ喪失）＋崩壊熱除去・炉心冷却失敗

外部電源喪失＋崩壊熱除去・炉心冷却失敗

主要なカットセット

ＰＯＳ

炉心
損傷頻度
（／ＰＯＳ）

事故シーケンス
グループに対する寄与割合（％）①ＲＨＲ喪失＋復水貯蔵タンクＡ真空逃がし弁作動
失敗

Ｂ３

3.0E-07

20.8○①ＲＨＲ喪失＋復水貯蔵タンクＢ真空逃がし弁作動
失敗

Ｂ３

3.0E-07

20.8○③ＲＨＲ喪失＋復水貯蔵タンクＡ真空逃がし弁作動
失敗

Ｂ１

1.1E-07

7.4○③ＲＨＲ喪失＋復水貯蔵タンクＢ真空逃がし弁作動
失敗

Ｂ１

1.1E-07

7.4○⑤ＲＨＲ喪失＋復水貯蔵タンクＡ真空逃がし弁作動
失敗

Ｂ２

6.4E-08

4.5○⑤ＲＨＲ喪失＋復水貯蔵タンクＢ真空逃がし弁作動
失敗

Ｂ２

6.4E-08

4.5○⑦ＲＨＲ喪失＋ＣＳＴ−Ｂポンプ運転継続失敗

Ｂ３

2.1E-08

1.5①ＲＨＲＳ喪失＋復水貯蔵タンクＡ真空逃がし弁作
動失敗

Ｂ３

3.7E-08

2.6①ＲＨＲＳ喪失＋復水貯蔵タンクＢ真空逃がし弁作
動失敗

Ｂ３

3.7E-08

2.6○③ＲＨＲＳ喪失＋復水貯蔵タンクＡ真空逃がし弁作
動失敗

Ｂ１

1.3E-08

0.9○③ＲＨＲＳ喪失＋復水貯蔵タンクＢ真空逃がし弁作
動失敗

Ｂ１

1.3E-080.9○①外部電源喪失＋ＲＨＲ−Ｂポンプ手動操作失敗

Ｂ２

8.4E-085.9○①外部電源喪失＋ＬＰＣＩ−Ｂ注入弁手動操作失敗

Ｂ２

8.4E-085.9○①外部電源喪失＋ＲＨＲ−Ｂポンプ入口弁（S/P側）
手動操作失敗Ｂ２

8.4E-08

5.9

○

主な対策

・ 注水設備の多様化（低圧代替注水系（常設)，
低圧代替注水系（可搬型），
消火系等）

対策の
有効性

○

○

1.2E-07

3.1E-07

別紙 6−37

×

プラント状態や起因事象との関係により期待できない設備

別紙 6−38

第 3− 1 図「崩壊熱除去機能喪失」における主要なシーケンス（ＰＯＳ−Ｂ３

残 留 熱 除 去 系 の 故 障 （ Ｒ Ｈ Ｒ 喪 失 ））

【全交流動力電源喪失】○外部電源喪失＋交流電源喪失＋崩壊熱除去・炉心冷却失敗
ＰＯＳ−Ｂ１〜Ｂ３においては，待機状態の非常用ＤＧが 1 台のみとなる。そのため，当該ＰＯＳにおいて，外部電源喪失の発生後，待機状態の非常用ＤＧの起動失敗や運転継続失敗により全交流動力電源喪失に至るカットセットが上位に抽出されている。
○外部電源喪失＋直流電源喪失＋崩壊熱除去・炉心冷却失敗
外部電源喪失後の蓄電池の共通原因故障により，全交流動力電源喪
失に至るカットセットが上位に抽出されている。

これらのカットセットに対する燃料損傷防止対策としては，常設代
替直流電源設備及び常設代替高圧電源装置による電源復旧，注水設備の 多 様 化 （ 低 圧 代 替 注 水 系 （ 常 設 ）， 低 圧 代 替 注 水 系 （ 可 搬 型 ）， 消 火系等）による対応が有効である。

別紙 6−39

第 3− 2 表
事故シーケンス

全
交
流
動
力
電
源
喪
失

外部電源喪失＋交流電源失敗＋崩壊熱除去・炉心冷却失敗

外部電源喪失＋直流電源失敗＋崩壊熱除去・炉心冷却失敗「全交流動力電源喪失」における主要なカットセット
炉心損傷頻度
（／施設定期検査）

ＰＯＳ

炉心
損傷頻度
（／ＰＯＳ）

事故シーケンス
グループに対する寄与割合①外部電源喪失＋ＤＧ−２Ｄ運転継続失敗

Ｂ３

8.2E-0723.3○②外部電源喪失＋ＤＧ−２Ｄ起動失敗

Ｂ３

5.6E-0715.8○③外部電源喪失＋ＤＧ−２Ｃ運転継続失敗

Ｂ１

3.0E-078.4○④外部電源喪失＋ＤＧ−２Ｃ起動失敗

Ｂ１

2.0E-075.7○⑤外部電源喪失＋ＤＧ−２Ｄ運転継続失敗

Ｂ２

1.8E-075.0○⑥外部電源喪失＋ＤＧ−２Ｄ起動失敗

Ｂ２

1.2E-073.4

主要なカットセット

主な対策

対策の
有効性

3.5E-06

1.3E-10○
・ 常設代替直流電源設備
・ 常設高圧代替電源装置
・ 注水設備の多様化⑦外部電源喪失＋ＤＧ−２Ｄ関連信号故障

Ｂ３

7.9E-082.2⑧外部電源喪失＋ＤＧ−２Ｄ遮断器開失敗

Ｂ３

7.6E-082.1○⑨外部電源喪失＋ＤＧＳＷ−２Ｄ海水ストレーナ閉
塞

Ｂ３

4.7E-081.3○⑩外部電源喪失＋ＤＧＳＷ−２Ｄポンプ起動失敗

Ｂ３

3.6E-081.0○①外部電源喪失＋蓄電池−Ａ／Ｂ給電失敗共通要因
故障

Ｂ３

6.0E-11＜0.1○②外部電源喪失＋蓄電池−Ａ／Ｂ給電失敗共通要因
故障

Ｃ２

3.8E-11＜0.1○③外部電源喪失＋蓄電池−Ａ／Ｂ給電失敗共通要因
故障

Ｂ１

2.2E-11＜0.1○

別紙 6−40○

別紙 6−41×

プラント状態や起因事象との関係により期待できない設備

第 3− 2 図「全交流動力電源喪失」における主要なシーケンス（ＰＯＳ−Ｂ３

外部電源喪失）【原子炉冷却材の流出】○原子炉冷却材の流出（ＲＨＲ切替時／ＣＵＷブロー時のＬＯＣＡ）＋崩壊熱除去・炉心冷却失敗
ＲＨＲ切替時又はＣＵＷブロー時における原子炉冷却材流出の発生
後，運転員によるＬＯＣＡの認知失敗により，燃料損傷に至るカット
セットが上位に抽出されている。
○原子炉冷却材の流出（ＣＲＤ点検時のＬＯＣＡ）＋崩壊熱除去・炉心冷却失敗
ＣＲＤ点検時における大規模な原子炉冷却材流出の発生後，隔離操作に失敗し，残留熱除去系のポンプ，弁等の手動操作失敗により燃料損傷に至るカットセットが上位に抽出されている。
○原子炉冷却材の流出（ＬＰＲＭ点検時のＬＯＣＡ）＋崩壊熱除去・炉心冷却失敗
ＬＰＲＭ点検時における原子炉冷却材流出の発生後，隔離操作に失敗し，残留熱除去系のポンプ，弁等の手動操作失敗及び復水貯蔵タン
クの真空逃がし弁作動失敗が重畳することにより，燃料損傷に至るカットセットが上位に抽出されている。

これらのカットセットに対する燃料損傷防止対策としては，運転員等がＬＯＣＡの発生を速やかに認知することに加えて，注水設備の多様 化 （ 低 圧 代 替 注 水 系 （ 常 設 ）， 低 圧 代 替 注 水 系 （ 可 搬 型 ）， 消 火 系
等）による対応が有効である。
運転員によるＬＯＣＡの認知失敗に関しては，認知に成功しないことには燃料損傷を防止することができないが，ＬＯＣＡの発生の可能性がある作業では，以下のとおり対策をとった上で実施しており，Ｌ
別紙 6−42ＯＣＡが発生しているにもかかわらず，複数の運転員が認知に失敗したまま長時間気づかないことは現実的には考え難い。

（ＲＨＲ切替時のＬＯＣＡ）
・ＲＨＲ切替時における弁の開閉状態については，中央制御室のランプで確認可能であり，運転手順書には作業時に確認することと明記されている。
・仮にＬＯＣＡが発生した場合でも，定期的に実施される中央制
御室の運転員による原子炉水位，サプレッション・プール水位等の監視により，異常の認知が可能である。
（ＣＵＷブロー時のＬＯＣＡ）
・ＣＵＷブロー時における弁の開閉状態については，中央制御室のランプで確認可能であり，運転手順書には作業時に確認することと明記されている。
・ＣＵＷブローダウン流量は管理されており，燃料損傷までの余
裕時間の間に中央制御室の運転員によるＣＵＷブローダウン流量，原子炉水位等の監視により異常の認知が可能である。
・中央制御室の運転員の他に，排水先であるＮＲ／Ｗの運転員による異常の認知にも期待できる。

また，今後もＬＯＣＡの発生の可能性がある作業を実施する場合には，作業開始前に注意喚起を実施し，ＬＯＣＡの発生防止を努めるとともに，ＬＯＣＡが発生した場合の対応手順をあらかじめ確認することにより，今後も継続的にリスク低減に努めていく。

別紙 6−43

第 3− 3 表
事故シーケンス

原子炉冷却材の流出（ＲＨＲ切替時のＬＯＣＡ）＋崩壊熱除去・炉心冷却失敗

原
子
炉
冷
却
材
の
流
出

原子炉冷却材の流出（ＣＵＷブロー時のＬＯＣＡ）＋崩壊熱除去・炉心冷却失敗

原子炉冷却材の流出（ＣＲＤ点検時のＬＯＣＡ）＋崩壊熱除去・炉心冷却失敗

原子炉冷却材の流出（ＬＰＲＭ点検時のＬＯＣＡ）＋崩壊熱除去・炉心冷却失敗「原子炉冷却材の流出」における主要なカットセット
炉心損傷頻度
（／施設定期検査）

ＰＯＳ

炉心
損傷頻度
（／ＰＯＳ）

事故シーケンス
グループに対する寄与割合①ＲＨＲ切替時のＬＯＣＡ＋運転員の認知失敗

Ｃ２

4.1E-1122.2−①ＲＨＲ切替時のＬＯＣＡ＋運転員の認知失敗

Ｄ

4.1E-1122.2−③ＲＨＲ切替時のＬＯＣＡ＋隔離失敗＋ＲＨＲ−Ｂ
ポンプ入口弁（Ｓ／Ｐ側）手動操作失敗＋復水貯蔵
タンクＡ真空逃がし弁作動失敗

Ｂ２

5.1E-14＜0.1○③ＲＨＲ切替時のＬＯＣＡ＋隔離失敗＋ＲＨＲ−Ｂ
ポンプ入口弁（Ｓ／Ｐ側）手動操作失敗＋復水貯蔵
タンクＢ真空逃がし弁作動失敗

Ｂ２

5.1E-14＜0.1○③ＲＨＲ切替時のＬＯＣＡ＋隔離失敗＋ＲＨＲ−Ｂ
ポンプ入口弁（ＳＤＣ側）手動操作失敗＋復水貯蔵
タンクＡ真空逃がし弁作動失敗

Ｂ２

5.1E-14＜0.1○③ＲＨＲ切替時のＬＯＣＡ＋隔離失敗＋ＲＨＲ−Ｂ
ポンプ入口弁（ＳＤＣ側）手動操作失敗＋復水貯蔵
タンクＢ真空逃がし弁作動失敗

Ｂ２

5.1E-14＜0.1○③ＲＨＲ切替時のＬＯＣＡ＋隔離失敗＋ＲＨＲ−Ｂ
ポンプ手動操作失敗＋復水貯蔵タンクＡ真空逃がし
弁作動失敗

Ｂ２

5.1E-14＜0.1○③ＲＨＲ切替時のＬＯＣＡ＋隔離失敗＋ＲＨＲ−Ｂ
ポンプ手動操作失敗＋復水貯蔵タンクＢ真空逃がし
弁作動失敗

Ｂ２

5.1E-14＜0.1○①ＣＵＷブロー時のＬＯＣＡ＋運転員の認知失敗

Ｃ１

2.9E-11

15.6−①ＣＵＷブロー時のＬＯＣＡ＋運転員の認知失敗

Ｄ

2.9E-1115.6

主要なカットセット

主な対策

対策の
有効性

8.3E-11

5.8E-11

4.5E-11−・ 運転員への注意喚起
・ 注水設備の多様化（低圧代替注水系（常設)，
低圧代替注水系（可搬型），消火系等）③ＣＵＷブロー時のＬＯＣＡ＋隔離失敗＋軽油貯蔵
タンク閉塞＋外部電源喪失

Ｃ１

1.5E-17＜0.1③ＣＵＷブロー時のＬＯＣＡ＋隔離失敗＋軽油貯蔵
タンク閉塞＋外部電源喪失

Ｄ

1.5E-17＜0.1○①ＣＲＤ点検時のＬＯＣＡ（大規模流出）＋隔離失
敗＋ＲＨＲ−Ｂポンプ入口弁（Ｓ／Ｐ側）手動操作
失敗

Ｂ２

1.1E-11

6.0○①ＣＲＤ点検時のＬＯＣＡ（大規模流出）＋隔離失
敗＋ＲＨＲ−Ｂポンプ入口弁（ＳＤＣ側）手動操作
失敗

Ｂ２

1.1E-11

6.0○①ＣＲＤ点検時のＬＯＣＡ（大規模流出）＋隔離失
敗＋ＲＨＲ−Ｂポンプ手動操作失敗

Ｂ２

1.1E-11

6.0○①ＬＰＲＭ点検時のＬＯＣＡ＋隔離失敗＋ＲＨＲ−
Ｂポンプ入口弁（Ｓ／Ｐ側）手動操作失敗＋復水貯蔵タンクＡ真空逃がし弁作動失敗

Ｂ２

1.2E-14＜0.1○①ＬＰＲＭ点検時のＬＯＣＡ＋隔離失敗＋ＲＨＲ−
Ｂポンプ入口弁（Ｓ／Ｐ側）手動操作失敗＋復水貯
蔵タンクＢ真空逃がし弁作動失敗

Ｂ２

1.2E-14＜0.1○①ＬＰＲＭ点検時のＬＯＣＡ＋隔離失敗＋ＲＨＲ−
Ｂポンプ入口弁（ＳＤＣ側）手動操作失敗＋復水貯蔵タンクＡ真空逃がし弁作動失敗

Ｂ２

1.2E-14＜0.1○①ＬＰＲＭ点検時のＬＯＣＡ＋隔離失敗＋ＲＨＲ−
Ｂポンプ入口弁（ＳＤＣ側）注入弁手動操作失敗＋
復水貯蔵タンクＢ真空逃がし弁作動失敗

Ｂ２

1.2E-14＜0.1○①ＬＰＲＭ点検時のＬＯＣＡ＋隔離失敗＋ＲＨＲ−
Ｂポンプ手動操作失敗＋復水貯蔵タンクＡ真空逃がし弁作動失敗Ｂ２

1.2E-14＜0.1○①ＬＰＲＭ点検時のＬＯＣＡ＋隔離失敗＋ＲＨＲ−
Ｂポンプ手動操作失敗＋復水貯蔵タンクＢ真空逃がし弁作動失敗Ｂ２

1.2E-14

＜0.1

○

○

9.8E-14

別紙 6−44

別紙 6−45
第 3− 3 図「原子炉冷却材流出」における主要なシーケンス（ＰＯＳ−Ｃ２，ＰＯＳ−Ｄ

ＲＨＲ切替時の冷却材流出）

3− 2．

ＦＶ重要度に照らした重大事故等対処設備の有効性
停止時におけるＦＶ重要度は，個々の事故シーケンスの事象進展や対策に大きな差異がないことから，全炉心損傷頻度に対する分析を実施することとした。その際，全炉心損傷頻度に対する個々の事故シーケンスグループの寄与割合も考慮し，出力運転時
レ ベ ル １ Ｐ Ｒ Ａ よ り 1 桁 小 さ い 1E-4 を 基 準 と し て そ れ を 超 え る
基事象を抽出し，重大事故等防止対策が有効か否か定性的に考察した。
そ の 結 果 ， Ｆ Ｖ 重 要 度 が 1E-4 を 超 え る 基 事 象 と し て 抽 出 さ れた全ての基事象（ディーゼル発電機の故障，復水貯蔵タンクの真空逃がし安全弁の故障等）に対して，重大事故等対処設備（常設
代替直流電源設備及び常設代替高圧電源装置による電源復旧，注
水 設 備 の 多 様 化 （ 低 圧 代 替 注 水 系 （ 常 設 ）， 低 圧 代 替 注 水 系 （ 可搬 型 ）， 消 火 系 等 ） に よ る 対 応 が 有 効 で あ る こ と を 確 認 し た 。

別紙 6−46

別紙 7
地震ＰＲＡ，津波ＰＲＡにおける主要な事故シーケンスの対策について地震ＰＲＡ，津波ＰＲＡにおける主要な事故シーケンスについて，
炉心損傷又は格納容器破損に至る要因をカットセットレベルまで展開
し，主要なカットセットに対して重大事故等対処設備が有効であるか
確認した。

1.
(1)

地震レベル１ＰＲＡ
選定条件
事故シーケンスの種類によっては展開されるカットセットが無数に存在するため，ここでは，各事故シーケンスグループについて以下の基準を基に主要なカットセットを抽出し，整備する炉心損傷防止対策で対応可能であるかを確認した。
・ 事 故 シ ー ケ ン ス グ ル ー プ 別 炉 心 損 傷 頻 度 へ の 寄 与 が 1％ 以 上
確 認 結 果 を 第 1− 1 表 〜 第 1− 9 表 に 示 す 。

(2)

主要なカットセットの確認結果
第 1 − 1 表 〜 第 1 − 9 表 に 示 し た と お り ，「 原 子 炉 停 止 機 能 喪失」に含まれるカットセットの一部に炉心損傷防止が困難なカットセットが存在するものの，主要なカットセットレベルまで展開
しても，大半のカットセットについては整備された重大事故等対処設備により炉心損傷を防止できることを確認した。なお，地震により重大事故等対処設備の機能が失われる可能性もあるが，その場合は機能喪失を免れた設備等を用いて事象の緩和に努めることとなる。
別紙 7−1

炉 心 損 傷 防 止 が 困 難 な カ ッ ト セ ッ ト と し て ，「 原 子 炉 停 止 機 能喪失」における，原子炉スクラムの失敗（シュラウドサポート損
傷）と交流電源又は直流電源の喪失が重畳するカットセットが抽出された。これらのカットセットに対しては，交流電源又は直流電源の喪失により，ほう酸水注入系が機能喪失に至ることから，
炉心損傷を防止することができない。
ただし，これらの事故シーケンスは，地震発生と同時に最大加速度を受けるものとして評価している地震ＰＲＡから抽出されたものであるが，基準地震動ＳＳよりも十分小さな加速度でスクラ
ム信号「地震加速度大」が発信し，シュラウドサポート等の炉内構造物が損傷する前に制御棒の挿入が完了すると考えられる。このため，現実的にはこれらの事故シーケンスは発生し難いと考えら れ る （ 別 紙 2）。 こ の た め ， 現 実 的 に 想 定 す る と こ れ ら の カ ッ ト
セットによって炉心損傷に至る頻度は十分に小さいものと考えられる。

別紙 7−2

【 高 圧 ・ 低 圧 注 水 機 能 喪 失 （ Ｔ Ｑ Ｕ Ｖ ）】地震による残留熱除去系（ＲＨＲ）又は残留熱除去系海水系（ＲＨ
ＲＳ）の損傷に伴い低圧注水機能が喪失する事象が上位に抽出されている。なお，高圧注水機能である高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔離
時 冷 却 系 に つ い て は ， 地 震 Ｐ Ｒ Ａ の 評 価 上 の 仮 定 と し て ， 0.7 Ｇ を 超えるような地震動では水源切替操作に失敗し，期待できないものとしている。この仮定は，他の事故シーケンスグループにおいても同様の扱いである。
これらのカットセットに対する炉心損傷防止対策としては，低圧代替注水系（常設）による原子炉注水が有効である。

別紙 7−3

第 1− 1 表

「高圧・低圧注水機能喪失」における主要なカットセット
炉心
損傷頻度
(／炉年)

事故シーケンスグ
ループに対する寄与割合（％）

3.4E-08

7.2○

3.4E-08

7.2○

1.3〜1.4

2.5E-08

5.4○

4

1.3〜1.4

2.4E-08

5.1○

4

1.0〜1.1

2.4E-08

5.1○

6

1.1〜1.2

2.3E-08

4.9○

7

1.2〜1.3

2.2E-08

4.7○

8

1.6〜1.7

2.1E-08

4.5○

9

1.4〜1.5

1.8E-08

3.9

○

10

0.9〜1.0

1.5E-08

3.2

○

10

1.2〜1.3

1.5E-08

3.2

○

12

1.5〜1.6

1.3E-08

2.8

No.

加速度区分
（Ｇ）

1

1.5〜1.62

1.4〜1.53

13

1.7〜1.8

14

1.3〜1.4

15

1.1〜1.2

16

0.8〜0.9

17

1.1〜1.2

18

1.6〜1.7

19

1.4〜1.520

1.2〜1.3

21

1.5〜1.6

22

1.8〜1.923

1.0〜1.1

主要なカットセット①地震によるセラミックインシュレータ損傷（外部電源喪失）＋地震によるＲＨＲＳポン
プ損傷＋水源切替操作失敗②地震によるセラミックインシュレータ損傷（外部電源喪失）＋地震によるＲＨＲＳ配管
損傷＋水源切替操作失敗①地震によるセラミックインシュレータ損傷（外部電源喪失）＋地震によるＲＨＲＳポン
プ損傷＋水源切替操作失敗②地震によるセラミックインシュレータ損傷（外部電源喪失）＋地震によるＲＨＲＳ配管
損傷＋水源切替操作失敗①地震によるセラミックインシュレータ損傷（外部電源喪失）＋地震によるＲＨＲＳポン
プ損傷＋水源切替操作失敗②地震によるセラミックインシュレータ損傷（外部電源喪失）＋地震によるＲＨＲＳ配管
損傷＋水源切替操作失敗①地震によるセラミックインシュレータ損傷（外部電源喪失）＋地震によるＲＨＲＳポン
プ損傷＋水源切替操作失敗③地震によるセラミックインシュレータ損傷（外部電源喪失）＋地震によるＲＨＲ熱交換器損傷＋水源切替操作失敗①地震によるセラミックインシュレータ損傷（外部電源喪失）＋地震によるＲＨＲＳポン
プ損傷＋水源切替操作失敗②地震によるセラミックインシュレータ損傷（外部電源喪失）＋地震によるＲＨＲＳ配管
損傷＋水源切替操作失敗③地震によるセラミックインシュレータ損傷（外部電源喪失）＋地震によるＲＨＲ熱交換器損傷＋水源切替操作失敗②地震によるセラミックインシュレータ損傷（外部電源喪失）＋地震によるＲＨＲＳ配管
損傷＋水源切替操作失敗③地震によるセラミックインシュレータ損傷（外部電源喪失）＋地震によるＲＨＲ熱交換器損傷＋水源切替操作失敗①地震によるセラミックインシュレータ損傷（外部電源喪失）＋地震によるＲＨＲＳポン
プ損傷＋水源切替操作失敗③地震によるセラミックインシュレータ損傷（外部電源喪失）＋地震によるＲＨＲ熱交換器損傷＋水源切替操作失敗

別紙 7−4

有効性を確認する主な 対策の
有効性
対策

・低圧代替注水系（常○設）
1.2E-08

2.6○

8.5E-091.8○

8.1E-091.7○

8.0E-09

1.7○

7.8E-09

1.7○

7.7E-09

1.6○

7.6E-09

1.6○

6.9E-09

1.5○

5.7E-09

1.2○

5.5E-09

1.2○

4.8E-091.0○

【 高 圧 注 水 ・ 減 圧 機 能 喪 失 （ Ｔ Ｑ Ｕ Ｘ ）】ヒューマンエラーにより減圧機能が喪失する事象が上位に抽出されている。
これらのカットセットに対する炉心損傷防止対策としては，過渡時自動減圧機能による原子炉減圧が有効である。

別紙 7−5

第 1− 2 表
No.

加速度区分
（Ｇ）

1

0.7〜0.82

0.8〜0.9

3

0.7〜0.8

4

0.7〜0.8

4

0.9〜1.06

0.8〜0.97

0.7〜0.88

0.8〜0.99

1.0〜1.1

10

0.9〜1.011

1.1〜1.2

12

0.8〜0.913

0.9〜1.014

1.0〜1.1

15

1.2〜1.3「高圧注水・減圧機能喪失」における主要なカットセット
炉心
損傷頻度
(／炉年)

事故シーケンスグ
ループに対する寄与割合（％）

2.7E-0720.2○

1.7E-0712.7○

1.6E-0712.4○

1.0E-078.0○

1.0E-07

7.6○

6.5E-08

5.0○②水源切替操作失敗＋注水不能認知失敗

6.4E-08

4.9○④水源切替操作失敗＋手動減圧操作失敗

6.3E-08

4.8

5.8E-08

4.5○

3.9E-08

3.0○

3.3E-08

2.5○②水源切替操作失敗＋注水不能認知失敗

2.5E-08

1.9○④水源切替操作失敗＋手動減圧操作失敗

2.4E-08

1.8○

2.3E-08

1.8○

1.7E-08

1.3○

主要なカットセット①地震によるセラミックインシュレータ損傷（外部電源喪失）＋水源切替操作失敗＋手動減圧操作失敗②水源切替操作失敗＋手動減圧操作失敗③地震によるセラミックインシュレータ損傷（外部電源喪失）＋水源切替操作失敗＋注水
不能認知失敗①地震によるセラミックインシュレータ損傷（外部電源喪失）＋水源切替操作失敗＋手動減圧操作失敗③地震によるセラミックインシュレータ損傷（外部電源喪失）＋水源切替操作失敗＋注水
不能認知失敗①地震によるセラミックインシュレータ損傷（外部電源喪失）＋水源切替操作失敗＋手動減圧操作失敗③地震によるセラミックインシュレータ損傷（外部電源喪失）＋水源切替操作失敗＋注水
不能認知失敗①地震によるセラミックインシュレータ損傷（外部電源喪失）＋水源切替操作失敗＋手動減圧操作失敗③地震によるセラミックインシュレータ損傷（外部電源喪失）＋水源切替操作失敗＋注水
不能認知失敗①地震によるセラミックインシュレータ損傷（外部電源喪失）＋水源切替操作失敗＋手動減圧操作失敗別紙 7−6

有効性を確認する主な 対策の対策
有効性

・過渡時自動減圧機能○

【 全 交 流 動 力 電 源 喪 失 （ 長 期 Ｔ Ｂ ）】
非常用ディーゼル発電機及び高圧炉心スプレイ系非常用ディーゼル
発電機の故障が重畳して全交流動力電源喪失に至るカットセット及び軽油貯蔵タンク閉塞／破損により全交流動力電源喪失に至るカットセットが上位に抽出されている。これらのカットセットが含まれる事故
シーケンスは，全交流動力電源喪失後，蓄電池枯渇により原子炉隔離時冷却系による炉心の冷却が十分に行われず炉心損傷に至る事象となる。
これらのカットセットに対する炉心損傷防止対策としては，早期の電源復旧に期待しない場合，原子炉隔離時冷却系の運転が継続している 間 に 電 源 が 不 要 と な る 代 替 注 水 手 段 （ 低 圧 代 替 注 水 系 （ 可 搬 型 ））を確保することが有効となる。

第 1− 3 表「 全 交 流 動 力 電 源 喪 失 （ 長 期 Ｔ Ｂ ）」 に お け る
主要なカットセット
炉心
損傷頻度
(／炉年)

事故シーケンスグ
ループに対する寄与割合（％）

0.4〜0.5

1.1E-09

19.1

○

2

0.3〜0.4

9.7E-10

17.1

○

3

0.5〜0.6

9.6E-10

16.9

○

○

No.

加速度区分
（Ｇ）

1

主要なカットセット

有効性を確認する主な 対策の有効性
対策①地震によるセラミックインシュレータ損傷（外部電源喪失）＋軽油貯蔵タンク閉塞
40.6〜0.7

6.9E-1012.2

50.2〜0.3

5.7E-1010.0

60.16〜0.2

1.0E-101.8○

7

0.4〜0.5

7.2E-111.3○

8

0.3〜0.4

6.5E-111.1○

90.5〜0.6

6.4E-111.1○②地震によるセラミックインシュレータ損傷（外部電源喪失）＋軽油貯蔵タンク破損

別紙 7−7・低圧代替注水系（可搬型）○【 全 交 流 動 力 電 源 喪 失 （ Ｔ Ｂ Ｄ ， Ｔ Ｂ Ｕ ）】ＴＢＤでは，地震によるケーブルトレイの損傷により全交流動力電
源喪失に至るカットセットが上位に抽出されている。
また，ＴＢＵでは，地震による交流電源設備（ＤＧＳＷポンプ，非常用パワーセンタ）の損傷により全交流動力電源喪失に至るカットセットが上位に抽出されている。
これらのカットセットに対する炉心損傷防止対策としては，早期の電源復旧に期待しない場合，高圧代替注水系を起動し，運転が継続している間に電源が不要となる代替注水手段（低圧代替注水系（可搬型 ）） を 確 保 す る こ と が 有 効 と な る （ Ｔ Ｂ Ｄ の カ ッ ト セ ッ ト に 含 ま れる地震によるケーブルトレイ損傷についても，非常用直流母線，非常用交流母線とは独立した緊急用母線を通じて，常設代替直流電源設備
及 び 常 設 代 替 高 圧 電 源 装 置 か ら の 給 電 に よ る 対 応 が 有 効 で あ る ）。

別紙 7−8

第 1− 4 表

「 全 交 流 動 力 電 源 喪 失 （ Ｔ Ｂ Ｄ ）」 に お け る
主要なカットセット
炉心
損傷頻度
(／炉年)

事故シーケンスグ
ループに対する寄与割合（％）

1.1〜1.2

3.0E-07

14.0

○

2

1.0〜1.1

2.9E-07

13.6

○

3

1.2〜1.3

2.5E-07

11.6

○

3

0.9〜1.0

2.5E-07

11.6

○

5

1.3〜1.4

2.3E-07

10.5

○

6

0.8〜0.9

2.1E-07

9.9

No.

加速度区分
（Ｇ）

1

主要なカットセット

有効性を確認する主な 対策の
対策
有効性

○
・低圧代替注水系（可搬型）①地震によるケーブルトレイ損傷
7

1.4〜1.5

1.6E-07

7.6○

8

1.5〜1.6

1.2E-075.7○

9

0.7〜0.8

9.5E-08

4.4

○

10

1.6〜1.7

7.3E-08

3.4

○

11

0.6〜0.7

4.9E-08

2.3

○

12

1.7〜1.8

3.8E-08

1.8○

別紙 7−9

第 1− 5 表

「 全 交 流 動 力 電 源 喪 失 （ Ｔ Ｂ Ｕ ）」 に お け る
主要なカットセット

No.

加速度区分
（Ｇ）

1

1.5〜1.6

主要なカットセット

炉心
損傷頻度
(／炉年)

事故シーケンスグ
ループに対する寄与割合（％）

3.7E-08

8.3○

3.6E-08

8.0○

3.2E-08

7.2○

3.1E-08

7.0○

3.1E-08

6.9○

3.0E-08

6.6○

2.9E-08

6.4○

2.9E-08

6.4○○

有効性を確認する主な 対策の有効性
対策①地震によるＤＧＳＷポンプ損傷
2

1.4〜1.53

1.3〜1.4②地震による非常用パワーセンタ損傷

4

1.2〜1.3

4

1.3〜1.4

6

1.0〜1.1

7

1.4〜1.57

1.1〜1.2

9

1.6〜1.7①地震によるＤＧＳＷポンプ損傷

2.8E-08

6.4

10

1.5〜1.6②地震による非常用パワーセンタ損傷

2.1E-084.7①地震によるＤＧＳＷポンプ損傷②地震による非常用パワーセンタ損傷

・低圧代替注水系（可搬

○

型）
11

1.7〜1.8

1.8E-084.0○①地震によるＤＧＳＷポンプ損傷
11

1.2〜1.3

1.8E-08

3.9

○

13

0.9〜1.0

1.4E-08

3.2

○

13

1.6〜1.7

1.4E-08

3.1

○

15

0.8〜0.9

1.2E-08

2.7

○

16

1.8〜1.9

1.1E-08

2.4

○

17

1.1〜1.2

9.0E-09

2.0

○

18

1.7〜1.8②地震による非常用パワーセンタ損傷

7.8E-09

1.8

○

19

1.9〜2.0①地震によるＤＧＳＷポンプ損傷

5.4E-091.2○②地震による非常用パワーセンタ損傷①地震によるＤＧＳＷポンプ損傷

別紙 7−10

【 全 交 流 動 力 電 源 喪 失 （ Ｔ Ｂ Ｐ ）】ＴＢＰでは，地震による交流電源設備（ＤＧＳＷポンプ，非常用パワーセンタ）の損傷により全交流動力電源喪失に至るカットセットが上位に抽出されている。
これらのカットセットが含まれる事故シーケンスは，全交流動力電源喪失後，駆動蒸気の喪失により原子炉隔離時冷却系による炉心の冷却が十分に行われず炉心損傷に至る事象となる。
これらのカットセットに対する炉心損傷防止対策としては，早期の電源復旧に期待しない場合，原子炉隔離時冷却系の運転が継続している 間 に 電 源 が 不 要 と な る 代 替 注 水 手 段 （ 低 圧 代 替 注 水 系 （ 可 搬 型 ））を確保することが有効となる。

別紙 7−11

第 1− 6 表

「 全 交 流 動 力 電 源 喪 失 （ Ｔ Ｂ Ｐ ）」 に お け る
主要なカットセット

No.

加速度区分
（Ｇ）

1

1.5〜1.6

主要なカットセット

炉心
損傷頻度
(／炉年)

事故シーケンスグ
ループに対する寄与割合（％）

1.9E-108.2○

1.9E-107.9○

1.7E-10

7.1○

1.6E-107.0○

1.6E-106.8○

1.5E-10

6.6○

1.5E-10

6.4○

1.5E-106.4○○

有効性を確認する主な 対策の
有効性
対策①逃がし安全弁再閉鎖失敗＋地震によるＤＧＳＷポンプ損傷1

1.4〜1.53

1.3〜1.4②逃がし安全弁再閉鎖失敗＋地震による非常用
パワーセンタ損傷

4

1.2〜1.3

4

1.3〜1.4

6

1.0〜1.1

6

1.4〜1.5

6

1.1〜1.2

6

1.6〜1.7①逃がし安全弁再閉鎖失敗＋地震によるＤＧＳＷポンプ損傷1.5E-106.3

10

1.5〜1.6②逃がし安全弁再閉鎖失敗＋地震による非常用
パワーセンタ損傷

1.1E-104.7

11

1.7〜1.8

9.4E-11

4.0○①逃がし安全弁再閉鎖失敗＋地震によるＤＧＳＷポンプ損傷②逃がし安全弁再閉鎖失敗＋地震による非常用
パワーセンタ損傷

・低圧代替注水系（可搬型）○①逃がし安全弁再閉鎖失敗＋地震によるＤＧＳＷポンプ損傷12

1.2〜1.3

9.2E-11

3.9

○

13

0.9〜1.0

7.4E-11

3.1

○

14

1.6〜1.7

7.2E-11

3.0

○

15

0.8〜0.9

6.3E-11

2.7

○

16

1.8〜1.9

5.6E-11

2.4○

4.7E-112.0○②逃がし安全弁再閉鎖失敗＋地震による非常用
パワーセンタ損傷①逃がし安全弁再閉鎖失敗＋地震によるＤＧＳＷポンプ損傷17

1.1〜1.2

18

1.7〜1.8②逃がし安全弁再閉鎖失敗＋地震による非常用
パワーセンタ損傷

4.1E-11

1.7

○

19

1.9〜2.0①逃がし安全弁再閉鎖失敗＋地震によるＤＧＳＷポンプ損傷2.8E-11

1.2○

別紙 7−12

【 崩 壊 熱 除 去 機 能 喪 失 （ Ｔ Ｗ ， Ｔ Ｂ Ｗ ）】Ｔ Ｗ に つ い て は ， 低 加 速 度 領 域 （ 〜 0.5 Ｇ ） に お け る 主 要 な カ ッ ト
セットとして，ヒューマンエラー及び残留熱除去系海水系のランダム
故障（弁，ストレーナ閉塞等）により崩壊熱除去機能が喪失するカット セ ッ ト が 上 位 に 抽 出 さ れ て い る 。 ま た ， 高 加 速 度 領 域 （ 1.0 Ｇ 〜 ）における主要なカットセットとして，地震による残留熱除去系のゲー
ト弁の損傷により崩壊熱除去機能が喪失するカットセットが上位に抽出されている。
これらのカットセットに対する炉心損傷防止対策として，残留熱除去系海水系が機能喪失している場合（取水機能喪失時）は，緊急用海水系及び残留熱除去系を用いた除熱や，格納容器圧力逃がし装置又は耐圧強化ベントによる除熱が有効である。また，残留熱除去系が機能喪失している場合（ＲＨＲ故障時）は，格納容器圧力逃がし装置又は耐圧強化ベントによる除熱が有効である。
ＴＢＷについては，いずれの事故シーケンスにおいても，外部電源喪失及び非常用ディーゼル発電機の故障が重畳する等，交流電源の喪失に伴い崩壊熱除去機能喪失に至るカットセットも抽出されている。
これらのカットセットに対する炉心損傷防止対策としては，常設代替高圧電源装置により交流動力電源を回復することが有効である。なお，残留熱除去系海水系又は残留熱除去系の故障が重畳した場合は，ＴＷと同様の対策が有効である。

別紙 7−13

第 1− 7 表

「崩 壊 熱除去 機能 喪失 （Ｔ Ｗ）」 におけ る主 要 なカッ トセ ット
炉心
損傷頻度
(／炉年)

事故シーケンスグ
ループに対する寄与割合（％）

0.16〜0.2

1.7E-0630.6

2

0.2〜0.3

1.1E-06

19.1

3

0.3〜0.4

3.0E-075.5

4

0.4〜0.5

1.1E-072.1

5

0.16〜0.2

1.0E-07

1.9

6.5E-08

1.2

No.

加速度区分
（Ｇ）

1

主要なカットセット①ＲＨＲ系操作失敗②ＲＨＲＳ−Ａ／Ｂ海水ストレーナ閉塞共通原因故障
60.2〜0.3

別紙 7−14

有効性を確認する主な 対策の有効性
対策○[ＲＨＲ故障時]
・格納容器圧力逃がし装置又は耐圧強化ベ
ント

○

○

○

○
[取水機能喪失時]
・緊急用海水系○

第 1−8 表
No.

加速度区分
（Ｇ）

1

0.4〜0.52

0.3〜0.4

2

0.5〜0.6

4

0.4〜0.5

5

0.6〜0.7

6

0.3〜0.4

6

0.5〜0.6

8

0.2〜0.3

9

0.6〜0.7

10

0.4〜0.5

10

0.2〜0.3

12

0.3〜0.4

12

0.5〜0.6

14

0.6〜0.7

15

0.6〜0.7

16

0.2〜0.3「崩壊熱除去機能喪失（ＴＢＷ）」における主要なカットセット
主要なカットセット①地震によるセラミックインシュレータ損傷（外部電源喪失）＋ＤＧ−２Ｃ／２Ｄ運転継続失敗
共通原因故障②地震によるセラミックインシュレータ損傷（外部電源喪失）＋ＤＧ−２Ｃ／２Ｄ起動失敗共通
原因故障①地震によるセラミックインシュレータ損傷（外部電源喪失）＋ＤＧ−２Ｃ／２Ｄ運転継続失敗
共通原因故障②地震によるセラミックインシュレータ損傷（外部電源喪失）＋ＤＧ−２Ｃ／２Ｄ起動失敗共通
原因故障①地震によるセラミックインシュレータ損傷（外部電源喪失）＋非常用ディーゼル発電機−２Ｃ／２Ｄ運転継続失敗共通原因故障②地震によるセラミックインシュレータ損傷（外部電源喪失）＋非常用ディーゼル発電機−２Ｃ／２Ｄ起動失敗共通原因故障③地震によるセラミックインシュレータ損傷（外部電源喪失）＋ＤＧＳＷ−２Ａ／２Ｂストレー
ナ閉塞共通原因故障②地震によるセラミックインシュレータ損傷（外部電源喪失）＋非常用ディーゼル発電機−２Ｃ／２Ｄ起動失敗共通原因故障③地震によるセラミックインシュレータ損傷（外部電源喪失）＋ＤＧＳＷ−２Ａ／２Ｂストレー
ナ閉塞共通原因故障④地震によるセラミックインシュレータ損傷（外部電源喪失）＋非常用パワーセンタ損傷③地震によるセラミックインシュレータ損傷（外部電源喪失）＋ＤＧＳＷ−２Ａ／２Ｂストレー
ナ閉塞共通原因故障

別紙 7−15

炉心
損傷頻度
(／炉年)

事故シーケンスグ
ループに対する寄与割合（％）

4.5E-09

7.0○

4.0E-09

6.2○

4.0E-09

6.1○

3.0E-09

4.7○

2.9E-09

4.4○

2.7E-09

4.2○

2.7E-09

4.2○

2.3E-09

3.6

1.9E-093.0

1.6E-09

2.5○

1.6E-092.5○

1.4E-092.2○

1.4E-092.2○

1.1E-091.6○

1.0E-09

1.6○

8.4E-101.3○

有効性を確認する主な 対策の
有効性
対策

・常設代替高圧電源装置○○【 原 子 炉 停 止 機 能 喪 失 （ Ｔ Ｃ ）】地震によるスクラム系（シュラウドサポート）の損傷を要因とする
カットセットが上位に抽出されている。
これらのカットセットに対する炉心損傷防止対策としては，代替原
子炉再循環ポンプトリップ回路及びほう酸水注入系による対応が有効である。ただし，地震によりケーブルトレイ又はＤＧＳＷが損傷する
カットセットを含む場合は，交流電源の喪失又は直流電源の喪失により代替の原子炉停止手段であるほう酸水注入系が機能喪失すること，及び高圧炉心スプレイ系の機能喪失により原子炉水位の確保が困難であることから，炉心損傷を防ぐことができない。

別紙 7−16

第 1− 9 表

「原子炉停止機能喪失」における主要なカットセット
炉心
損傷頻度
(／炉年)

事故シーケンスグ
ループに対する寄与割合（％）

1.4〜1.5

1.3E-08

11.0

○

2

1.3〜1.4

1.2E-08

10.3

○

3

1.5〜1.6

1.1E-08

9.3○

4

1.2〜1.3

8.5E-09

7.1

5

1.6〜1.7

8.0E-09

6.7○

6

1.1〜1.2

5.7E-09

4.8○

7

1.7〜1.8

4.4E-09

3.7○

8

1.6〜1.7

4.0E-09

3.3−

9

1.5〜1.6

3.9E-09

3.3

10

1.7〜1.8

3.4E-09

2.8

11

1.0〜1.1

3.3E-092.8

12

1.4〜1.5

2.7E-09

2.3

No.

加速度区分
（Ｇ）

1

主要なカットセット①地震によるセラミックインシュレータ損傷（外部電源喪失）＋地震によるシュラウドサポート
損傷②地震によるケーブルトレイ損傷＋地震によるシュラウドサポート損傷①地震によるセラミックインシュレータ損傷（外部電源喪失）＋地震によるシュラウドサポート
損傷②地震によるケーブルトレイ損傷＋地震によるシュラウドサポート損傷
12

1.8〜1.914

1.8〜1.914

1.9〜2.016

2.0〜3.017

有効性を確認する主な 対策の対策
有効性・代替原子炉再循環ポ
ンプトリップ回路
・ほう酸水注入系

−

○

−

−
・代替原子炉再循環ポ
ンプトリップ回路
・ほう酸水注入系

○

−

−
−

2.7E-09

2.2

2.1E-091.8

2.1E-091.8−

2.0E-09

1.7−

1.3〜1.4

1.9E-09

1.6

−

18

1.7〜1.8

1.6E-09

1.3

−

18

1.6〜1.7

1.6E-09

1.3

−

20

1.8〜1.9

1.4E-09

1.2

−

21

0.9〜1.0

1.2E-091.0①地震によるセラミックインシュレータ損傷（外部電源喪失）＋地震によるシュラウドサポート
損傷②地震によるケーブルトレイ損傷＋地震によるシュラウドサポート損傷

・代替原子炉再循環ポ
ンプトリップ回路
・ほう酸水注入系○−③地震によるＤＧＳＷポンプ損傷＋地震によるシュラウドサポート損傷①地震によるセラミックインシュレータ損傷（外部電源喪失）＋地震によるシュラウドサポート
損傷

別紙 7−17・代替原子炉再循環ポ
ンプトリップ回路
・ほう酸水注入系

○

2.
(1)

津波レベル１ＰＲＡ
選定条件
事故シーケンスの種類によっては展開されるカットセットが無数に存在するため，ここでは，各事象シーケンスについて以下の基準を基に主要なカットセットを抽出した。
・事故シーケンスグル―プのうち，最も炉心損傷頻度の大きな事故シーケンスについて，上位 3 位まで各事故シーケンスにおける主要なカットセットの抽出結果及び主要なカットセットに対して，整備する炉心損傷防止対策で対応
可 能 で あ る か を 確 認 し た 。 確 認 結 果 を 第 2− 1 表 に 示 す 。

(2)

主要なカットセットの確認結果
津波ＰＲＡより抽出されるシーケンスについては，津波に起因する事故シーケンスへの対応に必要な安全機能を有する常設重大事故等対処設備及び可搬型重大事故等対処設備に対して津波防護
対 策 を 施 す こ と に よ り ， 第 2− 1 表 に 示 し た と お り 主 要 な カ ッ ト
セットレベルまで展開しても，整備する炉心損傷防止対策により同様に炉心損傷を防止することが可能である。

別紙 7−18

表 2− 1

津波 ＰＲ Ａ におけ る事 故シ ーケ ンスご との 主要 なカ ットセ ット

事故シーケンス

最終ヒートシンク喪失（ＲＣＩＣ成功）

最終ヒートシンク喪失＋高圧炉心冷却失敗

主要なカットセット

炉心損傷 事故シーケンスグ
頻度
ループに対する寄（／炉年）
与割合（％）

有効性を確認する主な対策 ※２

対策の
有効性

①最終ヒートシンク喪失

3.2E-06

80.1○①最終ヒートシンク喪失失＋ＲＣＩＣ
ポンプ起動失敗

4.7E-09

0.1○

T.P.＋20m〜T.P.＋22m ②最終ヒートシンク喪失＋ＲＣＩＣメ
ンテナンス

3.0E-09＜0.1%○
・津波防護対策・緊急用海水系③最終ヒートシンク喪失＋ＲＣＩＣ流量制御器故障5.4E-10＜0.1%①最終ヒートシンク喪失＋逃がし安全
弁再閉鎖失敗1.7E-080.4○

原子炉建屋内浸水による複数の緩和機能喪失

T.P.＋22m ①原子炉建屋内浸水による複数の緩和〜T.P.＋24m
機能喪失

7.6E-07

19.2

○

防潮堤損傷

T.P.＋24m〜 ①防潮堤損傷

3.3E-07

100.0

津波による
注水機能喪失最終ヒートシンク喪失＋逃がし安全弁再閉鎖失敗※1※2

津波区分 ※１

防潮堤前面位置における津波高さ
有効性を確認する主な対策等に対して必要な浸水防護対策を施すことにより炉心損傷防止が可能

別紙 7−19

−

○

−

別紙 8
格納容器破損モード「溶融炉心・コンクリート相互作用」の想定及びその対策について

１．サプレッション・プールへの溶融物落下後に発生する格納容器破損モードに対する対策について
重大事故等対処設備を考慮しないレベル１．５ＰＲＡに基づく格納 容 器 破 損 モ ー ド の 抽 出 で は ， 図 1， 図 2に 示 す と お り ペ デ ス タ ル における溶融炉心・コンクリート相互作用の継続により溶融物がサプ
レッション・プールへ落下した後に発生するＭａｒｋ−Ⅱ型格納容器特有の負荷，物理現象についても分析し，格納容器破損モードを抽出している。
一方，重大事故等における格納容器破損防止対策の有効性を確認
す る 観 点 で は ，溶 融 物 が サ プ レ ッ シ ョ ン・プ ー ル 中 に 落 下 す る こ と は ，溶融物冷却の観点ではサプレッション・プールは大量の水を保有しているため有効であるが，以下に示すように悪影響も考えられるため ，原 子 炉 圧 力 容 器 が 破 損 す る よ う な 状 況 で は ，ペ デ ス タ ル 床 上 で 溶
融物を冷却保持することが有効と考える。
サ プ レ ッ シ ョ ン・プ ー ル 水 を 取 り 込 む 系 統（ 残 留 熱 除 去 系 ，代
替循環冷却系 等）が機能喪失する恐れがある。
ベ ン ト を 実 施 す る 場 合 ，サ プ レ ッ シ ョ ン・プ ー ル に お け る ス ク
ラビング効果に期待できない。
サ プ レ ッ シ ョ ン・プ ー ル に お け る 溶 融 物 に よ る ラ イ ナ ー ア タ ッ
ク に よ り ，格 納 容 器 の 閉 じ 込 め 機 能 の 健 全 性 が 脅 か さ れ る 恐 れがある。

別紙 8−1

２ ．格 納 容 器 破 損 モ ー ド「 溶 融 炉 心・コ ン ク リ ー ト 相 互 作 用 」に つ い て
解 釈 に 基 づ き 必 ず 想 定 す る 破 損 モ ー ド「 溶 融 炉 心・コ ン ク リ ー ト 相互 作 用 」は ，溶 融 炉 心・コ ン ク リ ー ト 相 互 作 用 に よ り 格 納 容 器 の 構 造
部材の支持機能が喪失する破損モードとして想定されているものと考える。
た だ し ，サ プ レ ッ シ ョ ン・プ ー ル へ の 溶 融 物 落 下 後 に 発 生 す る Ｍ ａｒｋ−Ⅱ型格納容器特有の破損モードについても，以下に示す観点を 考 慮 し て ，格 納 容 器 破 損 モ ー ド「 溶 融 炉 心・コ ン ク リ ー ト 相 互 作 用 」と し て 整 理 し ，ペ デ ス タ ル 床 に お け る 溶 融 炉 心・コ ン ク リ ー ト 相 互 作
用に対する防護対策の有効性を確認することが適切であると考える。
ペ デ ス タ ル 床 に お け る 溶 融 炉 心・コ ン ク リ ー ト 相 互 作 用 に 引 き
続いて発生する破損モードであること。
サ プ レ ッ シ ョ ン・プ ー ル へ の 溶 融 物 落 下 後 の 格 納 容 器 破 損 モ ー
ド の 発 生 防 止 の た め に は ，ペ デ ス タ ル 床 に お け る 溶 融 炉 心・コンクリート相互作用を防止することが有効であること。

３．まとめ
レ ベ ル １ ．５ Ｐ Ｒ Ａ よ り 抽 出 し た 溶 融 物 が サ プ レ ッ シ ョ ン・プ ー ルへ落下した後に発生する格納容器破損モードについては，ペデスタ
ル（ ド ラ イ ウ ェ ル 部 ）床 に お け る 溶 融 炉 心・コ ン ク リ ー ト 相 互 作 用 に引き続いて発生する格納容器破損モードであること，及び当該格納
容 器 破 損 モ ー ド の 防 止 の た め に は ペ デ ス タ ル（ ド ラ イ ウ ェ ル 部 ）床 における溶融炉心・コンクリート相互作用を防止することが有効である こ と を 考 慮 し ，解 釈 に 基 づ き 必 ず 想 定 す る 格 納 容 器 破 損 モ ー ド「 溶融炉心・コンクリート相互作用」として整理する。
別紙 8−2

ま た ，格 納 容 器 破 損 モ ー ド「 溶 融 炉 心・コ ン ク リ ー ト 相 互 作 用 」の有 効 性 評 価 で は ，ペ デ ス タ ル 床（ ド ラ イ ウ ェ ル 部 ）に お け る 溶 融 炉 心・
コンクリート相互作用に対する格納容器破損防止対策の有効性を確認 し ，原 子 炉 圧 力 容 器 が 破 損 す る よ う な 状 況 に お い て も ，溶 融 物 が ペデスタル（ドライウェル部）内に保持可能であることを確認する。

別紙 8−3

格納容器
隔離失敗
ＴＱＵＶ
ＴＱＵＸ
ＴＢＵ
ＴＢＰ
ＴＢＤ
長期ＴＢ
ＬＯＣＡ

過温破損

原子炉圧力
容器下部への
溶融物落下

炉心
損傷

原子炉圧力
容器内部でのデブリ保持に成功

原子炉
圧力容器
破損

ＴＷ
ＴＢＷ

崩壊熱除去
失敗時の過圧破損(炉心損傷前)

水蒸気等に
よる過圧

炉心
損傷

崩壊熱除去
失敗時の過圧破損(炉心損傷後)

水蒸気に
よる過圧

格納容器
雰囲気過温

過温破損

溶融燃料−冷却材
相互作用
（ＦＣＩ）

原子炉圧力容器
外溶融燃料−
冷却材相互作用格納容器雰囲気
直接加熱（ＤＣＨ）

高圧溶融物放出／格納容器
雰囲気直接加熱

格納容器
雰囲気過温

過温破損

水蒸気等に
よる過圧

崩壊熱除去
失敗時の過圧破損(炉心損傷後)＜凡例＞：プラント損傷状態：物理化学現象：格納容器破損モード

ＴＣ

別紙 8−4

ＩＳＬＯＣＡ

未臨界確保失敗時の過圧破損(炉心損傷前)

水蒸気等に
よる過圧

インターフェイス
システムＬＯＣＡ

原子炉建屋へ
の流出継続

非凝縮性
ガス発生

炉心
損傷

溶融炉心・コンク
リート相互作用継続

サプレッション・
プールへの
デブリ落下

溶融燃料−冷却材
相互作用
（ＦＣＩ）

溶融燃料−冷却材
相互作用
（ＦＣＩ）

格納容器
雰囲気過温

過温破損

水蒸気等に
よる過圧

崩壊熱除去失敗時の過圧破損（炉心損傷後）

非凝縮性
ガス発生

炉心損傷発生前（レベル1ＰＲＡ）

炉心損傷発生からペデスタル（ドライウェル部）への原子炉圧力容器破損に
溶融炉心落下後の状態（Ｔ３）
至るまでの状態（Ｔ１）
サプレッション・プールへの
原子炉圧力容器
溶融炉心落下後の状態（Ｔ３）
破損直後の状態（Ｔ２）

溶融炉心・コンク
リート相互作用継続

溶融炉心・
コンクリート相互作用注）解釈に基づき必ず想定する破損モードとの対応では，
溶融物がサプレッション・プールへ落下した後に発生する破損モードについては「溶融炉心・コンク
リート相互作用」として整理する。

図1

ＰＲＡより抽出される格納容器破損モード

別紙 8−5
図2

Ｍａｒｋ−Ⅱ格納容器の形状及び溶融デブリの移動経路の概略

別紙 9
格納容器直接接触（シェルアタック）を格納容器破損モードの評価対象から除外する理由について

必 ず 想 定 す る 格 納 容 器 破 損 モ ー ド の う ち ,格 納 容 器 直 接 接 触（ シ ェ ル
ア タ ッ ク ）に つ い て は ,「 実 用 発 電 用 原 子 炉 に 係 る 炉 心 損 傷 防 止 対 策 及び格納容器破損防止対策の有効性評価に関する審査ガイド」に次のように記載されている。
3.2.3

格納容器破損モードの主要解析条件等

5) 格 納 容 器 直 接 接 触 （ シ ェ ル ア タ ッ ク ）a. 現 象 の 概 要
原子炉圧力容器内の溶融炉心が原子炉格納容器内の床上へ流れ 出 す 時 に ,溶 融 炉 心 が 床 面 で 拡 が り 原 子 炉 格 納 容 器 の 壁 に 接
触 す る こ と に よ っ て ,原 子 炉 格 納 容 器 が 破 損 す る 場 合 が あ る 。

１．格納容器直接接触（シェルアタック）シ ェ ル ア タ ッ ク に つ い て は ，Ｎ Ｕ Ｒ Ｅ Ｇ ／ Ｃ Ｒ − ６ ０ ２ ５［ １ ］に お
い て ，Ｂ Ｗ Ｒ Ｍ ａ ｒ ｋ − Ⅰ 型 格 納 容 器 に 対 す る 検 討 が 実 施 さ れ て い
る 。Ｂ Ｗ Ｒ Ｍ ａ ｒ ｋ − Ⅰ 型 格 納 容 器 に お け る 格 納 容 器 直 接 接 触（ シェルアタック）のメカニズムは次のとおり。
炉心損傷後，原子炉圧力容器底部から流出した溶融炉心はペデス
タ ル 部 に 切 れ 込 み（ 図 1）が あ る た め ，溶 融 炉 心 が ペ デ ス タ ル 床 面 に広がった場合，溶融炉心が切れ込みからペデスタル部の外側に流出
し て 格 納 容 器 の 壁 面（ 金 属 製 ラ イ ナ ー 部 分 ）に 接 触 す る 可 能 性（ 図 2）がある。

別紙 9−1２．格納容器直接接触（シェルアタック）の除外理由
シ ェ ル ア タ ッ ク は ，Ｂ Ｗ Ｒ Ｍ ａ ｒ ｋ − Ⅰ 型 格 納 容 器 に 特 有 の 事 象であり，ＢＷＲ Ｍａｒｋ−Ⅱ型格納容器では，格納容器の構造上，
ペ デ ス タ ル（ ド ラ イ ウ ェ ル 部 ）床 に 落 下 し た デ ブ リ が 直 接 格 納 容 器 バ
ウ ン ダ リ と 接 触 す る こ と は な い （ 図 3）。 こ の た め ， 溶 融 炉 心 が 床 面で拡がり格納容器の壁に接触する格納容器直接接触（シェルアタッ
ク）の発生の可能性はない。
よ っ て ，格 納 容 器 直 接 接 触（ シ ェ ル ア タ ッ ク ）は 必 ず 想 定 す る 格 納
容 器 破 損 モ ー ド で あ る が ，Ｂ Ｗ Ｒ Ｍ ａ ｒ ｋ − Ⅱ 型 格 納 容 器 の 構 造 上 ，発生の可能性がないため，東海第二発電所において想定する格納容
器破損モードから除外した。

３ ．Ｂ Ｗ Ｒ Ｍ ａ ｒ ｋ − Ⅱ 型 格 納 容 器 に お け る サ プ レ ッ シ ョ ン・プ ー ル
底部のライナープレート破損の扱いについて(1)

レベル１．５ＰＲＡにおけるライナープレート破損の考え方
レベル１．５ＰＲＡにおいては，環境へ放射性物質が大規模放出される可能性のある格納容器破損モードとして，雰囲気圧力・
温 度 に よ る 静 的 負 荷 （ 格 納 容 器 過 圧 ・ 過 温 破 損 ）， 溶 融 炉 心 ・ コ
ンクリート相互作用（ＭＣＣＩ）等を考慮している。一方，格納容器直接接触（シェルアタック）については，ＢＷＲ Ｍａｒｋ
−Ⅰ型格納容器特有の破損モードであり，ＢＷＲ Ｍａｒｋ−Ⅱ
型格納容器においては，サプレッション・プール底部のライナー
プレートが破損したとしても，ライナープレート−コンクリート
間の間隙から外部に放出されるような構造とはなっておらず，また，ベースマットのコンクリート厚さは十分な厚さを有している
別紙 9−2

ことから，工学的判断により放射性物質の大規模放出に至らないものと考える。このため，ライナープレートの破損を格納容器破損モードとして考慮していない。
(2)

有効性評価におけるライナープレート破損の考え方
有効性評価においては，ＰＲＡより抽出された事故シーケンスについては，重大事故等対処設備に期待することにより，全て原
子炉圧力容器内で事象収束が可能であり，溶融炉心は原子炉圧力容器内で保持されることを確認している。また，仮に重大事故等対処設備の一部の機能に期待せず，溶融炉心が原子炉圧力容器外に放出されることを想定した場合においても，ペデスタル（ドライウェル部）における溶融炉心・コンクリート相互作用を防止することで，ライナープレートに接触することなくペデスタル（ドライウェル部）内で溶融炉心が適切に冷却されることを確認して
いる。

(3)

まとめ
ＢＷＲ Ｍａｒｋ−Ⅱ型格納容器である東海第二発電所においては，ライナープレート−コンクリート間の間隙から外部に放出されるような構造とはなっておらず，また，コンクリート侵食に対してベースマットは十分な厚さを有していることから，工学的判断により大規模放出に至らないものと考える。このため，ライ
ナープレートの破損を格納容器破損モードとして考慮していない。
一方で，有効性評価においては，ＰＲＡより抽出された事故シー ケ ン ス に つ い て は ，重 大 事 故 等 対 処 設 備 に 期 待 す る こ と に よ り ，
全て原子炉圧力容器内で事象収束が可能であり，溶融炉心は原子
別紙 9−3

炉圧力容器内で保持されることを確認している。また，仮に重大事故等対処設備の一部の機能に期待せず，溶融炉心が原子炉圧力容器外に放出されることを想定した場合においても，ペデスタル（ドライウェル部）における溶融炉心・コンクリート相互作用を防止することで，ライナープレートに接触することなくペデスタ
ル（ドライウェル部）内で溶融炉心が適切に冷却されることを確認している。

参考文献[1] U.S. NRC,

The Probability of Mark-I Containment

Failure by Melt-Attack of the Liner
November 1993

別紙 9−4

NUREG/CR-6025,

図 1

ＢＷＲ Ｍａｒｋ−Ⅰ型格納容器における格納容器直接接触［１］別紙 9−5

図 2

ＢＷＲ Ｍａｒｋ−Ⅰ型格納容器における格納容器直接接触の物理現象図［１］別紙 9−6

格納容器

ダイヤフラムフロア
ペデスタル
ベント管

サプレッション・
チェンバ

図 3

サプレッション・
プール

東海第二発電所（ＭＡＲＫ−Ⅱ型）の格納容器概略図

別紙 9−7

別紙 10格納容器隔離失敗の分岐確率の根拠と格納容器隔離失敗事象への対応について

1.
(1)

格納容器隔離失敗の分岐確率の根拠
格納容器隔離失敗の分岐確率の根拠
内部事象レベル１．５ＰＲＡにおける格納容器隔離失敗の分岐確率は，格納容器隔離失敗による大規模な漏えいを想定しており，
Ｎ Ｕ Ｒ Ｅ Ｇ ／ Ｃ Ｒ − ４ ２ ２ ０ ( 1 ) を 基 に 5.0E-3／ d と し て 設 定 し て い
る 。 Ｎ Ｕ Ｒ Ｅ Ｇ ／ Ｃ Ｒ − ４ ２ ２ ０ で は ， 米 国 の Ｌ Ｅ Ｒ （ Licensee
Event Reports）（ 1965 年 〜 1984 年 ）を 分 析 し ，表 1 に 示 す と お り 大
規 模 漏 え い 事 象 4 件 を 抽 出 ， 発 生 件 数 4 件 を 運 転 炉 年 （ 740 炉 年 ）で除すことにより，格納容器隔離失敗の発生頻度を算出している。
な お ，抽 出 さ れ た 4 件 以 外 に も エ ア ロ ッ ク 開 放 に 関 す る 事 象 が 75件発生しているが，これらの事象は数時間以内と短時間であり，大規模な漏えい事象には至っていない。

表 1

大規模漏えいとして抽出された事象

Reactor

Year

Event

Oconee 1

1973

Isolation Valves OpenSan Onofre 1

1977

Holes in Containment

Palisades

1979

By-pass Valves Open

Surry 1

1980

Holes in Containment

また，上記の大規模漏えい事象はいずれもＰＷＲで発生した事象
であり，ＢＷＲにおいては，出力運転中は格納容器内を窒素置換し別紙 10−1

管理しているため，格納容器からの漏えいが存在する場合は，格納容器圧力の低下等により速やかに検知できる可能性が高いと考えら
れる。

(2)

最近の米国の格納容器隔離失敗実績に関する参考文献
レ ベ ル １ ．５ Ｐ Ｒ Ａ で は ，1984 年 ま で の プ ラ ン ト 実 績 デ ー タ を 用
いたＮＵＲＥＧ／ＣＲ−４２２０を基に格納容器隔離失敗の分岐確
率 を 設 定 し て い る 。最 近 の 格 納 容 器 隔 離 失 敗 に 関 す る 報 告 と し て は ，
Ｅ Ｐ Ｒ Ｉ 報 告 書 ( 2 ) が あ る 。Ｅ Ｐ Ｒ Ｉ 報 告 書 で は ，米 国 に お け る 2007
年 時 点 ま で の 総 合 漏 え い 率 試 験 （ Ｉ Ｌ Ｒ Ｔ ： Integrated Leak Rate
Test） の 実 績 が 整 理 さ れ て お り ， 大 規 模 漏 え い に 至 る 事 象 と し て は設 計 漏 え い 率 の 35 倍 を 基 準 と し て い る が ，発 生 実 績 は 0 件 と な っ ている。
大 規 模 漏 え い に 至 る 事 象 実 績 0 件 （ 計 算 上 0.5 件 と し て い る ） を
Ｉ Ｌ Ｒ Ｔ 試 験 数 217 件 で 除 し て 隔 離 機 能 喪 失 を 以 下 の と お り 算 出 した。
0.5／ 217 ＝ 2.3E-3
大規模漏えいに至る事象実績※： 0.5件ＩＬＲＴ試験数： 217件※

発 生 経 験 が な い た め ， 発 生 実 績 を 0.5件 と 仮 定 。

この値は，ＮＵＲＥＧ／ＣＲ−４２２０で評価された格納容器隔
離 失 敗 確 率 の 5.0E-3／ d よ り も 小 さ い 値 と な っ て お り ， Ｅ Ｐ Ｒ Ｉ 報
告書の結果を考慮してもＮＵＲＥＧ／ＣＲ−４２２０の評価結果を適用することは妥当であると考えられる。

別紙 10−2

2.
(1)

格納容器隔離失敗事象への対応
東海第二発電所で想定される格納容器隔離失敗の経路
東海第二発電所で想定される格納容器隔離失敗は，機械的破損及び人的過誤による隔離機能喪失であり，以下に示すとおりである。
ａ．機械的破損による隔離機能喪失(a)

格納容器貫通部からの漏えい
格納容器の電気配線貫通部のシール材の劣化や配管貫通部の管台の割れ等がある場合には，格納容器内雰囲気が漏えいする可能性がある。

(b)

格納容器アクセス部からの漏えい
ドライウェル主フランジ，機器搬入用ハッチ，所員用エアロ
ック等のアクセス部のシール部又は溶接部が破損している場合には，格納容器内雰囲気が漏えいする可能性がある。

(c)

格納容器バウンダリからの漏えい
格納容器スプレイ配管，不活性ガス系，可燃性ガス濃度制御
系等は格納容器雰囲気と連通しており，これらのバウンダリが破損している場合には，格納容器内雰囲気が漏えいする可能性がある。

ｂ．人的過誤による隔離機能喪失(a)漏えい試験配管からの漏えい
定期点検時の格納容器漏えい試験の後に，試験配管隔離弁の復旧忘れ等がある場合には、格納容器内雰囲気が漏えいする可能性がある。

別紙 10−3

(2)格納容器隔離失敗事象への対応(1)で 挙 げ た 格 納 容 器 隔 離 失 敗 事 象 に 対 す る 対 応 と し て は ，重 大 事
故等時に，万一にも格納容器の隔離機能が喪失していることのない
よう，格納容器の漏えいに対する検知性を向上させることが有効であり，定期試験時及び原子炉起動前における格納容器隔離機能の確認や手順書に基づく確実な操作を実施している。さらに，出力運転
中は格納容器内を窒素置換し管理しているため，格納容器からの漏えいが存在する場合は，格納容器圧力の低下等により速やかに検知できる可能性が高いと考える。

参考文献(1) NUREG/CR-4220,Reliability Analysis of Containment Isolation
Systems， U.S.NRC,(2) Risk Impact Assessment of Extended Integrated Leak Rate
Testing Intervals, Revision 2-A of 1009325, Final Report ，
EPRI, October 2008

別紙 10−4

「ＰＲＡの説明における参照事項（平成 25 年 9 月
Ｐ Ｒ Ａ の 説 明 に お け る 参 照 事 項（ 原 子 力 規 制 庁

原子力規制庁）」への東海第二発電所のＰＲＡの対応状況について平 成 2 5 年 9 月 ）の 記 載 内 容（はじめに）
本 書 は ，｢ 実 用 発 電 用 原 子 炉 及 び そ の 付 属 設 備 の 位 置 ，構 造 及 び 設 備 に 関 する 規 則 の解 釈 」 （平 成 ２ ５ 年 ６月 １ ９日 ） （以 下 「解 釈 」 と い う 。 ） 第 ３章
第 ３ ７ 条 に 基 づ き ，原 子 炉 設 置（ 変 更 ）許 可 申 請 者 が ，確 率 論 的 リ ス ク 評 価 ( 以下 ，「 Ｐ Ｒ Ａ 」 と い う 。 ) に 関 し ， 審 査 の た め の 説 明 に 際 し ， 参 照 す べ き 事 項を示 す も の で あ る 。 な お ， 申 請 者 は ，本 書 の整 理 に よ ら な い構 成 で説 明 す る
こ と も で き る が ， そ の際 に は本 書 の整 理 と異 な る点 に つ い て合 理 的 と す る理
由 に つ い て の説 明 と と も に 各 項 目 に相 当 す る内 容 に つ い て ，申 請 者 の説 明 責
任 とし て示 す必 要 が あ る 。

別紙 11−1

１ ．新 規 制 基 準 適 合 性 の 審 査 に お い て 提 示 す べ き Ｐ Ｒ Ａ の 実 施 内 容 に 係 る 資
料 について新 規 制 基 準 では ， 「解 釈 第 ３章 第 ３ ７条 （重 大 事 故 等 の拡 大 の防 止 等 ）「 １ − １ (a)及 び(b) 」 ， 「 ２ − １ (a)及 び(b) 」及 び 「 ４ − １ (a)及 び(b) 」に お け る事 故 シー ケ ン ス グ ル ー プ等 の抽 出 に お い て Ｐ Ｒ Ａ を活 用 す る こと が規 定 さ れ て お り ， そ の 実 施 状 況 を確 認 す る必 要 が あ る た め ，原 子 炉 設
置 （変 更 ）許 可 申 請 者 に お い て は ，審 査 の過 程 に お い て事 故 シ ー ケ ン ス グ
ル ー プ等 の抽 出 に お け る Ｐ Ｒ Ａ の実 施 状 況 を説 明 す る 必 要 が あ る 。
本 解 釈 に お け る(b)に は ， 「 ①個 別 プ ラ ン ト の内 部 事 象 に関 す る確 率 論的 リス ク評 価 （ Ｐ Ｒ Ａ ）及 び外 部 事 象 に関 す る Ｐ Ｒ Ａ （適 用 可 能 な も の ）
又 は そ れ に代 わ る方 法 で評 価 を実 施 す る こ と 。 」 と さ れ て お り ，外 部 事 象に関 し て は ， Ｐ Ｒ Ａ の適 用 が可 能 なも の以 外 はそ れ に 代 わる方 法 につ いて ，評 価 条 件 や評 価 方 法 ，評 価 の プ ロ セ ス に関 す る説 明 （適 切 性 の説 明 を含 む ） ，評 価 の結 果 等 評 価 結 果 を導 く た め に必 要 と考 え ら れ る事 項 を整 理
し説 明 す る必 要 が あ る 。
そ の た め ， こ こ で は ，日 本 原 子 力 学 会 標 準 等 を参 考 に基 本 的 に想 定 さ れ
る Ｐ Ｒ Ａ の実 施 内 容 を踏 ま え て ，説 明 に最 低 限 必 要 な項 目 を列 記 し た 。
な お ，説 明 に当 た っ て は ， 実 施 し た Ｐ Ｒ Ａ の内 容 を 踏 ま え て こ こ に記 載
し て い る 項 目 に加 え て 説 明 す べ き 事 項 を抽 出 し ，説 明 性 の観 点 か ら 再 構 成
す る な ど ，申 請 者 の説 明 責 任 と し て自 ら十 分 検 討 す べ き こ と を付 言 す る 。

東 海 第 二 発 電 所 の対 応 状 況

当 社 が事 故 シ ー ケ ン ス グ ル ー プ等 の抽 出 に際 し て実 施 した各 種 Ｐ Ｒ Ａ の報告資料 については，「 Ｐ Ｒ Ａ の 説 明 に お け る 参 照 事 項（原 子 力 規 制 庁 平 成
2 5 年 9 月 ）」 を 参 考 に 構 成 し た 。

従 来 か ら定 期 安 全 レ ビ ュ ー （ Ｐ Ｓ Ｒ ）等 の機 会 に内 部 事 象 レベ ル １ Ｐ Ｒ Ａ（ 出 力 運 転 時 ，停 止 時 ）及 び レ ベ ル １ ． ５ Ｐ Ｒ Ａ の 評 価 を 実 施 し て き て お り ，
こ れ ら の Ｐ Ｒ Ａ手 法 を今 回 も適 用 し た 。 ま た ，現 段 階 で適 用 可 能 な外 部 事 象と し て ，一 般 社 団 法 人 日 本 原 子 力 学 会 に お い て 実 施 基 準 が 標 準 化 さ れ ，試 評
価 等 の実 績 を有 す る地 震 レ ベ ル １ Ｐ Ｒ Ａ及 び津 波 レ ベ ル １ Ｐ Ｒ Ａ を 適 用 対 象と し ， 建 屋 ，構 造 物 ，大 型 機 器 等 の大 規 模 な損 傷 か ら 発 生 す る事 象 に つ い ても 事 故 シ ー ケ ン ス グ ル ー プ 等 の選 定 に係 る検 討 対 象 範 囲 と し た 。
な お ， Ｐ Ｒ Ａ が適 用 可 能 では な い と判 断 した外 部 事 象 に つ い て は定 性 的 な
検 討 か ら分 析 を実 施 し た 。
（「 1 . 事 故 シ ー ケ ン ス グ ル ー プ 等 の 選 定 に 係 る Ｐ Ｒ Ａ の 実 施 範 囲 と 評 価 対
象 に つ い て 」）

別 紙 11

「ＰＲＡの説明における参照事項（平成 25 年 9 月
Ｐ Ｒ Ａ の 説 明 に お け る 参 照 事 項（ 原 子 力 規 制 庁

原子力規制庁）」への東海第二発電所のＰＲＡの対応状況について平 成 2 5 年 9 月 ）の 記 載 内 容

２ ． Ｐ Ｒ Ａ の評 価 対 象
今 回 の原 子 炉 等 規 制 法 改 正 後 の初 回 設 置 （変 更 ）許 可 時 に お い て は ， こ
れ ま で の許 認 可 実 績 を踏 ま え て ，規 制 上 の担 保 が得 ら れ て い る対 策 を基 に
Ｐ Ｒ Ａ を実 施 す る も の で あ り ， Ｐ Ｒ Ａ の前 提 と な っ て い る設 備 状 況 等 に
つ い て ま ず 整 理 す る 必 要 が あ り ，評 価 対 象 を 明 示 す る こ と（ 例 ：下 図 の ( B )ま で の 設 備 に つ い て ， 既 許 可 ECCS の 機 能 を 作 動 さ せ る た め の 手 動 起 動 措 置
を評 価 対 象 と す る こ と は で き る が ，許 認 可 実 績 を踏 まえ て そ れ ぞ れ個 別 の評価 対 象 についての整 理 が必 要 。）。

東 海 第 二 発 電 所 の対 応 状 況
今 回 の Ｐ Ｒ Ａ の目 的 は ， 設 計 基 準 事 象 を超 え た重 大 事 故 に対 す る炉 心 損 傷
防 止 対 策 等 の有 効 性 評 価 を 行 う た め の事 故 シ ー ケ ン ス グ ル ー プ等 の抽 出 で ある こ と か ら ，設 計 基 準 事 故 対 処 設 備 による対 応 を基 本 と し ， こ れ ま で に整 備
し た ア ク シ デ ン ト マ ネ ジ メ ン ト策 （通 商 産 業 省 「原 子 力 発 電 所 内 に お け る ア
クシデントマネジメントの整備について」（ 平 成 4 年 7 月 ）以 前 か ら 整 備 し て
い る ア ク シ デ ン ト マ ネ ジ メ ン ト策 を含 む ） に は期 待 しな い こ と を前 提 に評 価を 行 う こ と と し た 。 た だ し ，「 Ｅ Ｃ Ｃ Ｓ 手 動 起 動 」，「 原 子 炉 手 動 減 圧 」，「 残 留
熱 除 去 系 の手 動 起 動 」等 の 設 計 基 準 事 故 対 処 設 備 を作 動 さ せ る た め の操 作 につ い て は ，本 評 価 におい て も期 待 するこ と と し た 。 な お ，作 動 中 で ある設 計
基 準 事 故 対 処 設 備 の機 能 維 持 に係 る操 作 の う ち ， 余 裕 時 間 が十 分 長 い操 作（「 サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 水 温 上 昇 時 の 水 源 切 替 操 作 」，
「ＲＣＩＣタービン
排 気 圧 高 トリ ッ プ イ ン タ ー ロ ッ ク の バ イ パ ス操 作 」等 ） に つ い て は ，本 評 価におい て考 慮 するも のとし た 。
（「 1 . 事 故 シ ー ケ ン ス グ ル ー プ 等 の 選 定 に 係 る Ｐ Ｒ Ａ の 実 施 範 囲 と 評 価 対 象に つ い て 」）

別紙 11−2

「ＰＲＡの説明における参照事項（平成 25 年 9 月
Ｐ Ｒ Ａ の 説 明 に お け る 参 照 事 項（ 原 子 力 規 制 庁

原子力規制庁）」への東海第二発電所のＰＲＡの対応状況について平 成 2 5 年 9 月 ）の 記 載 内 容

３． レベル１ＰＲＡ
３ ． １ 内 部 事 象 （出 力 運 転 時 ）a.対 象 プ ラ ン ト①対 象 と す る プ ラ ン ト の説 明
● 設 計 基 準 事 故 対 処 設 備 で あ り ，重 大 事 故 等 の 対 処 に 用 い る 設 備 （ 以 下「 対 処 設 備 」と い う 。）等 ， Ｐ Ｒ Ａ の 中 で 考 慮 す る 設 備 の一 覧 及 び設
備 の説 明②停 止 時 の プ ラ ン ト状 態 の 推 移 （停 止 時 Ｐ Ｒ Ａ の み ）③ プ ラ ン ト状 態 分 類 （停 止 時 Ｐ Ｒ Ａ の み ）● プ ラ ン ト状 態 分 類 の考 え方● プ ラ ン ト状 態 の分 類 結 果

b.起 因 事 象
① 評 価 対 象 と し た起 因 事 象 のリ ス ト ，説 明 及 び発 生 頻 度●起 因 事 象 リスト，説 明 及 び発 生 頻 度

別紙 11−3● 起 因 事 象 の 抽 出 の 方 法 ，グ ル ー プ 化 し て い る 場 合 に は グ ル ー プ 化 の 考
え方 ，発 生 頻 度 の評 価 方 法●対 象 外 と し た起 因 事 象 と，対 象 外 とし た理 由

東 海 第 二 発 電 所 の対 応 状 況① Ｐ Ｒ Ａ の中 で考 慮 す る設 備 を ， プ ラ ン ト仕 様 や必 要 と な る系 統 ご と に整 理した。
（「 3 . 1 . 1 . 1 対 象 プ ラ ン ト ( 1 ) 対 象 と す る プ ラ ン ト の 説 明 」）
②停 止 時 ＰＲＡで記 載③停 止 時 ＰＲＡで記 載①●通 常 の運 転 状 態 を妨 げ る 事 象 で あ っ て ，炉 心 損 傷 に至 る可 能 性 の あ る起 因事 象 を選 定 し ，発 生 頻 度 を評 価 し た 。
（「 3 . 1 . 1 . 2 起 因 事 象 ( 1 ) 評 価 対 象 と し た 起 因 事 象 に つ い て 」）
●起 因 事 象 の抽 出 に当 た っ て は,国 内 外 の評 価 事 例 や プ ラ ン ト 設 備 の故 障 時の 影 響 を 分 析 し , プ ラ ン ト 応 答 や 必 要 と な る 緩 和 設 備 が 同 等 で あ り ，同 一 の
イ ベ ン ト ツ リ ー及 びフ ォ ー ル ト ツ リ ー で扱 え る事 象 をグ ル ー プ化 し た 。起因 事 象 発 生 頻 度 は,Ｌ Ｏ Ｃ Ａ を除 き,国 内 Ｂ Ｗ Ｒ プ ラ ン ト の運 転 実 績 に基 づ
き 評 価 し , 発 生 実 績 の な い 事 象 に つ い て は 0 . 5 件 の 発 生 を 仮 定 し た 。Ｌ Ｏ Ｃ
Ａ に つ い て は ,米 国 の評 価 方 法 を踏 ま え て発 生 頻 度 を 評 価 し た 。
（「 3 . 1 . 1 . 2 起 因 事 象 ( 1 ) 評 価 対 象 と し た 起 因 事 象 に つ い て 」）
●発 生 頻 度 や プ ラ ン ト へ の影 響 等 の観 点 か ら,リ ス ク評 価 上 の重 要 性 は低 いと 考 え ,評 価 対 象 か ら除 外 し た 。
・出 力 運 転 時 中 の制 御 棒 引 き抜 き・原 子 炉 冷 却 材 流 量 の部 分 喪 失 及 び原 子 炉 冷 却 材 系 の停 止 ル ー プ の誤 起 動・放 射 性 気 体 廃 棄 物 処 理 施 設 の破 損
・燃 料 集 合 体 の落 下 事 象・制 御 棒落 下・主 蒸 気管 破断
・原 子 炉 圧 力 容 器 破 損 （Ｄ Ｂ Ａ超 過 Ｌ Ｏ Ｃ Ａ ）・通 常 停止（「 3 . 1 . 1 . 2 起 因 事 象 ( 1 ) 評 価 対 象 と し た 起 因 事 象 に つ い て 」）

「ＰＲＡの説明における参照事項（平成 25 年 9 月
Ｐ Ｒ Ａ の 説 明 に お け る 参 照 事 項（ 原 子 力 規 制 庁

原子力規制庁）」への東海第二発電所のＰＲＡの対応状況について平 成 2 5 年 9 月 ）の 記 載 内 容

c.成 功 基 準
①成 功 基 準 の一 覧 表●炉 心 損 傷 の定 義

●起 因 事 象 ご と の成 功 基 準 の一 覧 表●対 処 設 備 作 動 ま で の余 裕 時 間 及 び使 命 時 間

別紙 11−4● 成 功 基 準 設 定 の た め に熱 水 力 解 析 等 を実 施 し た場 合 は 使 用 し た解 析
結 果 ，及 び使 用 し た解 析 コ ー ド の検 証 性

d.事 故 シ ー ケ ン ス①イベントツリー● イベ ン ト ツリ ー図● ヘ デ ィ ン グ ，事 故 進 展 及 び最 終 状 態 の説 明
● イ ベ ン ト ツ リ ー作 成 上 の主 要 な仮 定e. シ ス テ ム 信 頼 性①評 価 対象 としたシステムと その説 明●評 価 対象 システム一 覧● シ ス テ ム の 概 要 ，機 能 ， 系 統 図 ，必 要 と す る サ ポ ー ト 系 ， 試 験 ， シ ス
テ ム信 頼 性 評 価 上 の主 要 な仮 定

東 海 第 二 発 電 所 の対 応 状 況①● 燃 料 被 覆 管 表 面 温 度 が 1200 ℃ を 超 え る と 評 価 さ れ る 状 態● 燃 料 被 覆 管 の酸 化 量 が ,酸 化 反 応 が著 し く な る 前 の 被 覆 管 厚 さ の 15 ％ を 超
え る と評 価 され る状 態（「 3 . 1 . 1 . 3 成 功 基 準 ( 1 ) 成 功 基 準 に つ い て 」）
●成 功 基 準 の一 覧 表 は Ｓ Ａ Ｆ Ｅ Ｒ コ ー ド に よ る 成 功 基 準 解 析 結 果 を用 い て起因 事 象 ご と に整 理 した 。
（「 3 . 1 . 1 . 3 成 功 基 準 ( 1 ) 成 功 基 準 に つ い て 」 及 び 「 別 紙 3 . 1 . 1 . 3 - 1 成 功 基
準 解 析 及 び 事 故 進 展 解 析 に つ い て 」）
●運 転 員 によ る緩 和 操 作 を対 象 として ， そ れ ら を遂 行 す る ま で の余 裕 時 間 を
Ｍ Ａ Ａ Ｐ コ ー ド に よ る事 故 進 展 解 析 結 果 等 に基 づ き設 定 し た 。 ま た ，使 命
時 間 に つ い て は ， プ ラ ン ト を安 定 な状 態 に移 行 させ る こ と が可 能 で あ り ，
機 能 喪 失 し た設 備 の復 旧 や 追 加 の運 転 員 操 作 に期 待 でき る こ と か ら ，24 時
間 と設 定 し た 。
（「 3 . 1 . 1 . 3 成 功 基 準 ( 1 ) 成 功 基 準 に つ い て 」）
●成 功 基 準 解 析 に使 用 した Ｓ Ａ Ｆ Ｅ Ｒ コ ー ド は,許 認 可 解 析 で十 分 な実 績 を有 し て お り,十 分 な検 証 が 行 わ れ て い る 。 ま た ,事 故 進 展 解 析 に使 用 し た Ｍ
Ａ Ａ Ｐ コ ー ド の検 証 性 につ い て は,重 大 事 故 等 防 止 対 策 の有 効 性 評 価 の内容 説 明 と合 わ せ て提 示 す る 。
（「 3 . 1 . 1 . 3 成 功 基 準 ( 1 ) 成 功 基 準 に つ い て 」）

①起 因 事 象 に対 し て ，炉 心 損 傷 を防 止 す る た め に必 要 な緩 和 設 備 や緩 和 操 作
を検 討 し ，炉 心 損 傷 に至 る 事 故 シ ー ケ ン ス を イ ベ ン ト ツ リ ー と し て 展 開 した 。 ま た ，展 開 し た事 故 シ ー ケ ン ス の最 終 状 態 を炉 心 損 傷 状 態 又 は成 功 状
態 のいず れ かに分 類 した。 イベ ン トツ リ ーに よ って展 開 した事 故 シーケ ン
ス の最 終 状 態 を炉 心 損 傷 状 態 又 は成 功 状 態 の い ず れ か に分 類 し て い る 。炉心損傷状態 については，「 原 子 炉 停 止 機 能 」，
「 炉 心 冷 却 機 能 」，
「格 納 容 器 から の除 熱 機 能 」 の各 安 全 機 能 に着 目 し ，起 因 事 象 及 び緩 和 設 備 の成 否 等 によ っ て分 類 した。
（「 3 . 1 . 1 . 4 事 故 シ ー ケ ン ス ( 1 ) イ ベ ン ト ツ リ ー 」）

①評 価 対 象 と し た シ ス テ ム に つ い て は一 覧 表 を作 成 し， そ れ ぞ れ の シ ス テ ム
ご と に概 要 ，機 能 ，系 統 図 ，必 要 と す る サ ポ ー ト系 ， 試 験 ，シ ス テ ム信 頼
性 評 価 上 の主 要 な仮 定 を整 理 し た 。
（「 3 . 1 . 1 . 5 シ ス テ ム 信 頼 性 ( 1 ) 評 価 対 象 と し た シ ス テ ム と そ の 説 明 」）

「ＰＲＡの説明における参照事項（平成 25 年 9 月
Ｐ Ｒ Ａ の 説 明 に お け る 参 照 事 項（ 原 子 力 規 制 庁

原子力規制庁）」への東海第二発電所のＰＲＡの対応状況について平 成 2 5 年 9 月 ）の 記 載 内 容②システ ム信 頼 性評価 手 法③ シ ス テ ム信 頼 性 評 価 の結 果
●起 因 事象 ごとのシ ステム 信頼 性評 価結果●主 要 な ミ ニ マ ル カ ッ ト セ ッ ト （FT を用 い た場 合 ）④ シ ス テ ム信 頼 性 評 価 を実 施 せ ず に設 定 し た非 信 頼 度 と そ の根 拠

f. 信 頼 性 パ ラ メ ー タ①非 信 頼 度 を構 成 す る要 素 と評 価 式

別紙 11−5②機 器 故障 率 パラメータの一 覧● 機 器 故 障 率 パ ラ メ ー タ の 設 定 方 法 （ 機 器 の 分 類 ，機 器 の 境 界 ，故 障 モ
ー ド の分 類 等 ）●機 器 故 障 率 パ ラ メ ー タ の 一 覧 （故 障 モ ー ド ，故 障 率 等 ）●機 器 故 障 率 パ ラ メ ー タ の 不 確 実 さ幅

③機 器 復 帰 の取 扱 い方 法 及 び機 器 復 帰 失 敗 確 率④待 機 除外 確率⑤共 通 要 因 故 障 の評 価 方 法 と共 通 要 因 故 障 パ ラ メ ー タ

東 海 第 二 発 電 所 の対 応 状 況② シ ス テ ム信 頼 性 解 析 では,フ ロ ン ト ラ イ ン系 と そ の サ ポ ー ト系 につ い て フ
ォ ー ル ト ツ リ ー を 作 成 し ， 信 頼 性 評 価 を行 っ た 。
（「 3 . 1 . 1 . 5 シ ス テ ム 信 頼 性 ( 2 ) シ ス テ ム 信 頼 性 評 価 手 法 」 及 び 「 別 紙3 . 1 . 1 . 5 - 1 サ ポ ー ト 系 が 一 部 故 障 し て い る 場 合 の 評 価 に つ い て 」）
③ シ ス テ ム信 頼 性 解 析 の結 果 に つ い て ，起 因 事 象 ご と に結 果 が異 な る も の は
起 因 事 象 ご と に評 価 し ，主 要 な ミ ニ マ ル カ ッ ト セ ッ ト の評 価 も実 施 し た 。
（「 3 . 1 . 1 . 5 シ ス テ ム 信 頼 性 ( 3 ) シ ス テ ム 信 頼 性 評 価 の 結 果 」）
④制 御 棒 挿 入 失 敗 確 率 につい て シ ス テ ム信 頼 性 評 価 を実 施 せず に非 信 頼 度 を設定 しており， その根 拠 を明 確 にした。
（「 3 . 1 . 1 . 5 シ ス テ ム 信 頼 性 ( 4 ) 」）

①非 信 頼 度 を構 成 す る要 素 と し て は ，機 器 故 障 ，共 通 要 因 故 障 ，試 験 に よ る
待 機 除 外 ,保 守 作 業 に よ る 待 機 除 外 ,人 的 過 誤 等 が あ り ， そ れ ぞ れ の 評 価 式に基 づ き非 信 頼 度 を評 価 し た 。
（「 3 . 1 . 1 . 6 信 頼 性 パ ラ メ ー タ ( 1 ) 評 価 対 象 と し た シ ス テ ム と そ の 説 明 」）
② Ｎ Ｕ Ｃ Ｉ Ａ で 公 開 さ れ て い る 国 内 プ ラ ン ト の 故 障 実 績 （ 1982年 度 〜 2002年
度 21 ヵ 年 49基 デ ー タ ） を 基 に し た 「 故 障 件 数 の 不 確 実 さ を 考 慮 し た 国 内 一
般 機 器 故 障 率 の 推 定（ 平 成 2 1 年 5 月 公 表 ）」（ 以 下「 2 1 ヵ 年 デ ー タ 」と い う 。）に記 載 されてい る デー タ を 使 用 した。ま た， Ｎ ＵＣ Ｉ Ａ で公 開 されてい る
国 内 プ ラ ン ト の故 障 実 績 は， 「原 子 力 発 電 所 に関 す る 確 率 論 的 安 全 評 価 用の 機 器 故 障 率 の 算 出 （ 1982 年 度 〜 1997年 度 16 ヵ 年 49基 デ ー タ 改 訂 版 ） （ 平成 1 3 年 2 月 ） ， 電 中 研 報 告 P 0 0 0 0 1 ，（ 財 ）電 力 中 央 研 究 所 」 で 定 義 し た 機 器
バ ウ ン ダ リ に従 っ た 。
な お ，21 ヵ年 デ ー タ に記 載 の な い機 器 の故 障 率 に つ い て は ，類 似 性 を考慮 した工 学 的 判 断 に基 づ き ，21 ヵ年 デ ー タ に記 載 され た他 の機 器 の故 障 率を使 用 した（「 3 . 1 . 1 . 6 信 頼 性 パ ラ メ ー タ ( 2 ) 機 器 故 障 確 率 」）
③故 障 し た機 器 や外 部 電 源 の使 命 時 間 中 の復 旧 に は期 待 して い な い 。
（「 3 . 1 . 1 . 6 信 頼 性 パ ラ メ ー タ ( 3 ) 機 器 復 帰 の 取 り 扱 い 方 法 及 び 機 器 復 帰 失
敗 確 率 」）
④待 機 除 外 確 率 は保 守 点 検 作 業 に よ る待 機 除 外 を考 慮 し て お り ，機 器 の平 均
修 復 時 間 と機 器 故 障 率 デ ー タ を用 い て待 機 除 外 確 率 を算 出 し た 。
（「 3 . 1 . 1 . 6 信 頼 性 パ ラ メ ー タ ( 4 ) 待 機 除 外 確 率 」）
⑤冗 長 機 能 を有 す る機 器 を対 象 に,動 的 機 器 の動 的 故 障 モ ー ド及 び一 部 の静的 機 器 に つ い て共 通 要 因 故 障 を考 慮 し た 。 ま た ，共 通 要 因 故 障 パ ラ メ ー タに つ い て は ，米 国 で公 開 さ れ て い る文 献 に記 載 の デ ー タ を使 用 し た 。
（「 3 . 1 . 1 . 6 信 頼 性 パ ラ メ ー タ ( 5 ) 共 通 要 因 故 障 の 評 価 方 法 と 共 通 要 因 故 障
パ ラ メ ー タ 」）

「ＰＲＡの説明における参照事項（平成 25 年 9 月
Ｐ Ｒ Ａ の 説 明 に お け る 参 照 事 項（ 原 子 力 規 制 庁

原子力規制庁）」への東海第二発電所のＰＲＡの対応状況について平 成 2 5 年 9 月 ）の 記 載 内 容

g. 人 的 過 誤①評 価 対 象 と し た人 的 過 誤 及 び評 価 結 果●人 的 過 誤 の評 価 に用 い た 手 法● 人 的 過 誤 の分 類 ，人 的 操 作 に対 す る許 容 時 間 ，過 誤 回 復 の取 扱 い●人 的 過誤評 価 結果
●人 的 過 誤 評 価 用 い た主 要 な仮 定

別紙 11−6h. 炉 心 損 傷 頻 度①炉 心 損 傷 頻 度 の算 出 に用 い た方 法

②炉 心 損傷 頻度●全 炉 心 損 傷 頻 度 及 び主 要 な事 故 シ ー ケ ン ス と分 析
●起 因 事 象 別 の炉 心 損 傷 頻 度 及 び主 要 な事 故 シ ー ケ ン ス と分 析
● プ ラ ン ト 損 傷 状 態 別 炉 心 損 傷 頻 度 及 び主 要 な事 故 シ ー ケ ン ス の 分 析③重 要 度 解 析 ，不 確 実 さ解 析 及 び感 度 解 析

東 海 第 二 発 電 所 の対 応 状 況①● Ｔ Ｈ Ｅ Ｒ Ｐ手 法 を用 い て 人 的 過 誤 確 率 を評 価 し た 。
●人 的 過 誤 は起 因 事 象 発 生 前 と起 因 事 象 発 生 後 に分 類 し た 。起 因 事 象 発 生 前の人 的 過 誤 と し て ，試 験 ・ 保 守 作 業 の終 了 後 の通 常 状 態 へ の復 旧 忘 れ （手動 弁 の開 閉 忘 れ等 ） を考 慮 し た 。起 因 事 象 発 生 後 と し て ，認 知 失 敗 及 び操
作 失 敗 を考 慮 し た 。
● 認 知 失 敗 確 率 の 評 価 で は ，成 功 基 準 解 析 及 び 事 故 進 展 解 析 の 結 果 を 踏 ま え ，人 的 操 作 に対 す る許 容 時 間 を考 慮 し た 。 ま た ，当 直 長●起 因 事 象 発 生 前 及 び起 因 事 象 発 生 後 の人 的 過 誤 確 率 の評 価 結 果 を一 覧 表 で整理 した。
●各 人 的 過 誤 の評 価 に お い て評 価 上 の仮 定 を整 理 し た 。
（「 3 . 1 . 1 . 7 人 的 過 誤 」）

① 計 算 コ ー ド Safety Watcher を 用 い て , フ ォ ー ル ト ツ リ ー 結 合 法 に よ り 事 故
シ ー ケ ン ス を定 量 化 し,炉 心 損 傷 頻 度 を算 出 し た 。
（「 3 . 1 . 1 . 8 炉 心 損 傷 頻 度 ( 1 ) 炉 心 損 傷 頻 度 の 算 出 に 用 い た 方 法 」）
②全 炉 心 損 傷 頻 度 ，起 因 事 象 別 の炉 心 損 傷 頻 度 及 び主 要 な事 故 シ ー ケ ン ス を
整 理 し ，結 果 の分 析 を行 っ た（「 3 . 1 . 1 . 8 炉 心 損 傷 頻 度 ( 2 ) 炉 心 損 傷 頻 度 」）
③炉 心 損 傷 頻 度 に至 る支 配 的 な要 因 を確 認 す る観 点 で ，重 要 度 解 析 を実 施 した 。ま た ，炉 心 損 傷 頻 度 の 不 確 か さ の 幅 を 評 価 す る た め , 不 確 実 さ 解 析 を 実
施 し た 。感 度 解 析 は , 給 復 水 系 を 考 慮 し た 場 合 や 個 別 プ ラ ン ト の 起 因 事 象 発
生 頻 度 ,機 器 故 障 率 デ ー タ を 用 い た 場 合 の 炉 心 損 傷 頻 度 を評 価 し,事 故 シ ー
ケンスグ ループ への影 響 を検 討 した。
（「 3 . 1 . 1 . 8 炉 心 損 傷 頻 度 ( 3 ) 重 要 度 解 析 , 不 確 実 さ 解 析 及 び 感 度 解 析 」）

「ＰＲＡの説明における参照事項（平成 25 年 9 月
Ｐ Ｒ Ａ の 説 明 に お け る 参 照 事 項（ 原 子 力 規 制 庁

原子力規制庁）」への東海第二発電所のＰＲＡの対応状況について平 成 2 5 年 9 月 ）の 記 載 内 容

３． レベル１ＰＲＡ
３ ． １ 内 部 事 象 （停 止 時 ）a.対 象 プ ラ ン ト①対 象 と す る プ ラ ン ト の説 明
● 設 計 基 準 事 故 対 処 設 備 で あ り ，重 大 事 故 等 の 対 処 に 用 い る 設 備 （ 以 下「 対 処 設 備 」と い う 。）等 ， Ｐ Ｒ Ａ の 中 で 考 慮 す る 設 備 の一 覧 及 び設
備 の説 明②停 止 時 の プ ラ ン ト状 態 の 推 移 （停 止 時 Ｐ Ｒ Ａ の み ）③ プ ラ ン ト状 態 分 類 （停 止 時 Ｐ Ｒ Ａ の み ）● プ ラ ン ト状 態 分 類 の考 え方● プ ラ ン ト状 態 の分 類 結 果

別紙 11−7b.起 因 事 象
① 評 価 対 象 と し た起 因 事 象 のリ ス ト ，説 明 及 び発 生 頻 度●起 因 事 象 リスト，説 明 及 び発 生 頻 度● 起 因 事 象 の 抽 出 の 方 法 ，グ ル ー プ 化 し て い る 場 合 に は グ ル ー プ 化 の 考
え方 ，発 生 頻 度 の評 価 方 法●対 象 外 と し た起 因 事 象 と，対 象 外 とし た理 由

東 海 第 二 発 電 所 の対 応 状 況① Ｐ Ｒ Ａ の中 で考 慮 す る設 備 を ， プ ラ ン ト仕 様 や必 要 と な る系 統 ご と に整 理した。
（「 3 . 1 . 2 . 1 対 象 プ ラ ン ト ( 1 ) 対 象 と す る プ ラ ン ト の 説 明 」）
②停 止 時 の プ ラ ン ト状 態 の推 移 を図 に整 理 し た 。
（「 3 . 1 . 2 . 1 対 象 プ ラ ン ト ( 2 ) 停 止 時 の プ ラ ン ト 状 態 の 推 移 」）
③ プ ラ ン ト 停 止 中 は , プ ラ ン ト の 状 態 の 変 化 に 伴 っ て ，崩 壊 熱 除 去 等 に 対 す る
成 功 基 準 ,余 裕 時 間 ,及 び 使 用 可 能 な設 備 の組 み合 わ せ が 変 化 す る た め , プ
ラ ン ト 状 態 （ Ｐ Ｏ Ｓ ）を 分 類 し た 。ま た ,定 期 検 査 工 程 の進 捗 に伴 う使 用 可
能 な緩 和 設 備 の組 み合 わ せ の変 化 を考 慮 し, Ｐ Ｏ Ｓ − Ｂ及 び Ｐ Ｏ Ｓ − Ｃ を,
そ れ ぞ れ Ｐ ＯＳ − Ｂ １ 〜Ｂ ６及 びＰ Ｏ Ｓ− Ｃ １ ， Ｃ２ に細 分 化 した 。
（「 3 . 1 . 2 . 1 対 象 プ ラ ン ト ( 3 ) プ ラ ン ト 状 態 分 類 」）①
●炉 心 損 傷 へ至 る可 能 性 のあ る事 象 を選 定 し ， そ の事 象 の説 明 及 び発 生 頻 度を整 理 した。
（「 3 . 1 . 2 . 2 起 因 事 象 ( 1 ) 起 因 事 象 の 選 定 」）
●適 用 す る起 因 事 象 に つ い て,以 下 の手 法 に よ り ，検 討 し選 定 し た 。
・ マ ス タ ー ロ ジ ッ ク ダ イ ア グ ラ ム に基 づ く分 析
●起 因 事 象 発 生 頻 度 は,国 内 Ｂ Ｗ Ｒ プ ラ ン ト の 運 転 実 績 や イ ベ ン ト ツ リ ー及び フ ォ ー ル ト ツ リ ー を用 いて評 価 した。 な お ，起 因 事 象 のグ ル ー プ化 は実施 していない。
（「 3 . 1 . 2 . 2 起 因 事 象 ( 1 ) 起 因 事 象 の 選 定 及 び ( 3 ) 起 因 事 象 の グ ル ー プ 化 」）
●発 生 頻 度 や プ ラ ン ト へ の影 響 等 の観 点 か ら,リ ス ク評 価 上 の重 要 性 は低 いと 考 え ,評 価 対 象 か ら除 外 し た 。
・インターフェイスシステムＬＯＣＡ
・配 管 破断 ＬＯＣＡ
・燃 料 集 合 体 の落 下 事 象・反 応 度投 入事 象
・ＲＨＲ運 転 中 のＬＯＣＡ（「 3 . 1 . 2 . 2 起 因 事 象 ( 2 ) 評 価 対 象 外 と し た 起 因 事 象 」）

「ＰＲＡの説明における参照事項（平成 25 年 9 月
Ｐ Ｒ Ａ の 説 明 に お け る 参 照 事 項（ 原 子 力 規 制 庁

原子力規制庁）」への東海第二発電所のＰＲＡの対応状況について平 成 2 5 年 9 月 ）の 記 載 内 容

c.成 功 基 準
①成 功 基 準 の一 覧 表●炉 心 損 傷 の定 義
●起 因 事 象 ご と の成 功 基 準 の一 覧 表●対 処 設 備 作 動 ま で の余 裕 時 間 及 び使 命 時 間● 成 功 基 準 設 定 の た め に熱 水 力 解 析 等 を実 施 し た場 合 は 使 用 し た解 析
結 果 ，及 び使 用 し た解 析 コ ー ド の検 証 性

別紙 11−8d.事 故 シ ー ケ ン ス①イベントツリー● イベ ン ト ツリ ー図● ヘ デ ィ ン グ ，事 故 進 展 及 び最 終 状 態 の説 明
● イ ベ ン ト ツ リ ー作 成 上 の主 要 な仮 定e. シ ス テ ム 信 頼 性①評 価 対象 としたシステムと その説 明●評 価 対象 システム一 覧● シ ス テ ム の 概 要 ，機 能 ， 系 統 図 ，必 要 と す る サ ポ ー ト 系 ， 試 験 ， シ ス
テ ム信 頼 性 評 価 上 の主 要 な仮 定
②システ ム信 頼 性評価 手 法

東 海 第 二 発 電 所 の対 応 状 況①● 炉 心 燃 料 の有 効 燃 料 長 頂 部 （ Ｔ Ａ Ｆ ） が 露 出 し た状 態 と設 定 し た 。
（「 3 . 1 . 2 . 3 成 功 基 準 ( 1 ) 炉 心 損 傷 判 定 条 件 」）
●炉 心 損 傷 防 止 に必 要 な緩 和 設 備 の観 点 か ら ，成 功 基 準 の一 覧 表 を起 因 事 象
ご と に整 理 した。
（「 3 . 1 . 2 . 3 成 功 基 準 ( 2 ) 起 因 事 象 ご と の 成 功 基 準 の 一 覧 表 」）
●余 裕 時 間 に つ い て は,崩 壊 熱 除 去 機 能 喪 失 に係 る起 因 事 象 及 び原 子 炉 水 位が ウ ェ ル満 水 時 に発 生 す る 可 能 性 の あ る冷 却 材 流 出 に 係 る起 因 事 象 に対 して は ， Ｔ Ａ Ｆ 露 出 ま で の 時 間 が 長 い こ と を 考 慮 し ，設 定 し て い な い 。 ま た ，原 子 炉 冷 却 材 の流 出 に係 る 起 因 事 象 に対 し て は ，原 子 炉 水 位 が通 常 水 位 の場 合 に発 生 す る可 能 性 の あ る事 象 に つ い て Ｔ Ａ Ｆ露 出 ま で の時 間 を考 慮 した 。 使 命 時 間 に つ い て は ， 24 時 間 と設 定 し た 。
（「 3 . 1 . 2 . 3 成 功 基 準 ( 3 ) 対 処 設 備 作 動 ま で の 余 裕 時 間 及 び 使 命 時 間 」）
●熱 水 力 解 析 を実 施 し て い な い 。
（「 3 . 1 . 2 . 3 成 功 基 準 ( 4 ) 熱 水 力 解 析 等 の 解 析 結 果 ， 及 び 解 析 コ ー ド の 検 証
性 」）①各 起 因 事 象 に対 し て ，炉 心 損 傷 を防 止 す る た め に 必 要 な緩 和 設 備 又 は緩 和
操 作 を検 討 し ，炉 心 損 傷 に至 る事 故 シ ー ケ ン ス を展 開 し た 。 ま た ， 展 開 した事 故 シ ー ケ ン ス の最 終 状 態 を炉 心 損 傷 状 態 又 は成 功 状 態 の い ず れ か に分類 し た 。事 故 シ ー ケ ン ス の 最 終 状 態 に つ い て は ，炉 心 損 傷 に至 る主 な要 因の観 点 か ら区 別 す る た め ，「 崩 壊 熱 除 去 機 能 喪 失 」，
「 全 交 流 動 力 電 源 喪 失 」，
「原 子 炉 冷 却 材 の流 出 」 に 分 類 し た 。
（「 3 . 1 . 2 . 4 事 故 シ ー ケ ン ス ( 1 ) イ ベ ン ト ツ リ ー 」）

①評 価 対 象 と し た シ ス テ ム に つ い て は一 覧 表 を作 成 し， そ れ ぞ れ の シ ス テ ム
ご と に概 要 ，機 能 ，系 統 図 ，必 要 と す る サ ポ ー ト系 ， 試 験 ，シ ス テ ム信 頼
性 評 価 上 の主 要 な仮 定 を整 理 し た 。
（「 3 . 1 . 2 . 5 シ ス テ ム 信 頼 性 ( 1 ) 評 価 対 象 と し た シ ス テ ム と そ の 説 明 」）
② シ ス テ ム信 頼 性 解 析 で は， フ ロ ン ト ラ イ ン系 とサ ポ ー ト系 に つ い て フ ォ ール ト ツ リ ー を作 成 し ，信 頼 性 評 価 を行 っ た 。
フ ォ ー ル ト ツ リ ー の作 成 に 当 た っ て は ，対 象 範 囲 を示 す系 統 図 を作 成 す ると と も に ， そ の範 囲 内 にある機 器 でモデ ル化 すべ き故 障 モー ド を基 事 象 リ
ス ト の 形 で 整 理 し た 。ま た ，こ れ ら の 情 報 に 基 づ き ( 1 ) に 示 し た 緩 和 設 備 に
つ い て フ ォ ー ル ト ツ リ ー を 作 成 し ，定 量 化 を実 施 し た 。
（「 3 . 1 . 2 . 5 シ ス テ ム 信 頼 性 ( 2 ) シ ス テ ム 信 頼 性 評 価 手 法 」）

「ＰＲＡの説明における参照事項（平成 25 年 9 月
Ｐ Ｒ Ａ の 説 明 に お け る 参 照 事 項（ 原 子 力 規 制 庁

原子力規制庁）」への東海第二発電所のＰＲＡの対応状況について平 成 2 5 年 9 月 ）の 記 載 内 容③ シ ス テ ム信 頼 性 評 価 の結 果
●起 因 事象 ごとのシ ステム 信頼 性評 価結果●主 要 な ミ ニ マ ル カ ッ ト セ ッ ト （FT を用 い た場 合 ）④ シ ス テ ム信 頼 性 評 価 を実 施 せ ず に設 定 し た非 信 頼 度 と そ の根 拠

f. 信 頼 性 パ ラ メ ー タ①非 信 頼 度 を構 成 す る要 素 と評 価 式②機 器 故障 率 パラメータの一 覧● 機 器 故 障 率 パ ラ メ ー タ の 設 定 方 法 （ 機 器 の 分 類 ，機 器 の 境 界 ，故 障 モ
ー ド の分 類 等 ）●機 器 故 障 率 パ ラ メ ー タ の 一 覧 （故 障 モ ー ド ，故 障 率 等 ）●機 器 故 障 率 パ ラ メ ー タ の 不 確 実 さ幅

別紙 11−9③機 器 復 帰 の取 扱 い方 法 及 び機 器 復 帰 失 敗 確 率④待 機 除外 確率⑤共 通 要 因 故 障 の評 価 方 法 と共 通 要 因 故 障 パ ラ メ ー タ

東 海 第 二 発 電 所 の対 応 状 況③ シ ス テ ム信 頼 性 解 析 の結 果 に つ い て ，起 因 事 象 ご と に結 果 が異 な る も の は
起 因 事 象 ご と に評 価 し ，主 要 な ミ ニ マ ル カ ッ ト セ ッ ト の評 価 も実 施 し た 。
（「 3 . 1 . 2 . 5 シ ス テ ム 信 頼 性 ( 3 ) シ ス テ ム 信 頼 性 評 価 の 結 果 」）
④ シ ス テ ム信 頼 性 評 価 を実 施 せず に設 定 し た非 信 頼 度 は な い 。
（「 3 . 1 . 2 . 5 シ ス テ ム 信 頼 性 」）

①非 信 頼 度 を構 成 す る要 素 と し て は ，機 器 故 障 ，共 通 要 因 故 障 ，人 的 過 誤 等
が あ り ， そ れ ぞ れ の評 価 式 に基 づ き非 信 頼 度 を評 価 し た 。
（「 3 . 1 . 2 . 6 信 頼 性 パ ラ メ ー タ ( 1 ) 非 信 頼 度 を 構 成 す る 要 素 と 評 価 式 」）
②機 器 故 障 率 は，原 則 とし て ， Ｎ Ｕ Ｃ Ｉ Ａ で公 開 され て い る国 内 プラ ン ト の故 障 実 績 （ 1982 年 度 〜 2 002年 度 21 ヵ 年 49基 デ ー タ ） を 基 に し た 「 故 障 件 数の 不 確 実 さ を 考 慮 し た 国 内 一 般 機 器 故 障 率 の 推 定（ 平 成 2 1 年 5 月 公 表 ）」（以
下 「21 ヵ年 デ ー タ 」 と い う 。） に記 載 さ れ て い る デ ー タ を使 用 し た 。ま た ，
Ｎ Ｕ Ｃ Ｉ Ａ で公 開 されて い る国 内 プラン ト の故 障 実 績 は ， 「原 子 力 発 電 所に 関 す る 確 率 論 的 安 全 評 価 用 の 機 器 故 障 率 の算 出 （ 1982年 度 〜 1997年 度 16
ヵ 年 49基 デ ー タ 改 訂 版 ）（ 平 成 13年 2月 ） ，電 中 研 報 告 P00001 ，（ 財 ）電 力
中 央 研 究 所 」で定 義 し た機 器 バウ ン ダ リ に従 っ た 。
（「 3 . 1 . 2 . 6 信 頼 性 パ ラ メ ー タ ( 2 ) 機 器 故 障 率 」）
③故 障 し た機 器 や外 部 電 源 の使 命 時 間 中 の復 旧 に は期 待 して い な い 。
（「 3 . 1 . 2 . 6 信 頼 性 パ ラ メ ー タ ( 3 ) 機 器 復 帰 の 取 り 扱 い 方 法 及 び 機 器 復 帰 失
敗 確 率 」）
④機 器 の待 機 状 態 は Ｐ Ｏ Ｓ 分 類 の中 で直 接 考 慮 し て い る た め ，待 機 除 外 確 率は使 用 していな い。
（「 3 . 1 . 2 . 6 信 頼 性 パ ラ メ ー タ ( 4 ) 待 機 除 外 確 率 」）
⑤冗 長 機 能 を有 す る機 器 を対 象 に,動 的 機 器 の動 的 故 障 モ ー ド及 び一 部 の静的 機 器 に つ い て共 通 要 因 故 障 を考 慮 し た 。 ま た ，共 通 要 因 故 障 パ ラ メ ー タに つ い て は ，米 国 で公 開 さ れ て い る文 献 に記 載 の デ ー タ を使 用 し た 。
（「 3 . 1 . 2 . 6 信 頼 性 パ ラ メ ー タ ( 5 ) 共 通 要 因 故 障 の 評 価 方 法 と 共 通 要 因 故 障
パ ラ メ ー タ 」）

「ＰＲＡの説明における参照事項（平成 25 年 9 月
Ｐ Ｒ Ａ の 説 明 に お け る 参 照 事 項（ 原 子 力 規 制 庁

原子力規制庁）」への東海第二発電所のＰＲＡの対応状況について平 成 2 5 年 9 月 ）の 記 載 内 容

g. 人 的 過 誤①評 価 対 象 と し た人 的 過 誤 及 び評 価 結 果●人 的 過 誤 の評 価 に用 い た 手 法● 人 的 過 誤 の分 類 ，人 的 操 作 に対 す る許 容 時 間 ，過 誤 回 復 の取 扱 い●人 的 過誤評 価 結果
●人 的 過 誤 評 価 用 い た主 要 な仮 定①炉 心 損 傷 頻 度 の算 出 に用 い た方 法

別紙 11−10②炉 心 損傷 頻度●全 炉 心 損 傷 頻 度 及 び主 要 な事 故 シ ー ケ ン ス と分 析
●起 因 事 象 別 の炉 心 損 傷 頻 度 及 び主 要 な事 故 シ ー ケ ン ス と分 析
● プ ラ ン ト 損 傷 状 態 別 炉 心 損 傷 頻 度 及 び主 要 な事 故 シ ー ケ ン ス の 分 析③重 要 度 解 析 ，不 確 実 さ解 析 及 び感 度 解 析

東 海 第 二 発 電 所 の対 応 状 況①● Ｔ Ｈ Ｅ Ｒ Ｐ手 法 を用 い て 人 的 過 誤 確 率 を評 価 し た 。
●人 的 過 誤 は起 因 事 象 発 生 前 と起 因 事 象 発 生 後 に分 類 し た 。起 因 事 象 発 生 前の人 的 過 誤 と し て ，試 験 ・ 保 守 作 業 の終 了 後 の通 常 状 態 へ の復 旧 忘 れ （手動 弁 の開 閉 忘 れ等 ） を考 慮 し た 。起 因 事 象 発 生 後 と し て ，認 知 失 敗 及 び操
作 失 敗 を考 慮 し た 。
● 認 知 失 敗 確 率 の 評 価 で は ，成 功 基 準 解 析 及 び 事 故 進 展 解 析 の 結 果 を 踏 ま え ，人 的 操 作 に対 す る許 容 時 間 を考 慮 し た 。 ま た ，当 直 長●起 因 事 象 発 生 前 及 び起 因 事 象 発 生 後 の人 的 過 誤 確 率 の評 価 結 果 を一 覧 表 で整理 した。
●各 人 的 過 誤 の評 価 に お い て評 価 上 の仮 定 を整 理 し た 。
（「 3 . 1 . 2 . 7 人 的 過 誤 ）① 計 算 コ ー ド Safety Watcher を 用 い て , フ ォ ー ル ト ツ リ ー 結 合 法 に よ り 事 故
シ ー ケ ン ス を定 量 化 し ，炉 心 損 傷 頻 度 を算 出 し た 。
（「 3 . 1 . 2 . 8 炉 心 損 傷 頻 度 ( 1 ) 炉 心 損 傷 頻 度 の 算 出 に 用 い た 方 法 」）
②全 炉 心 損 傷 頻 度 ，起 因 事 象 及 び Ｐ Ｏ Ｓ別 の炉 心 損 傷 頻 度 及 び主 要 な事 故 シ
ー ケ ン ス を整 理 し ，結 果 の分 析 を行 っ た 。
な お ，停 止 時 にお い て は ， レ ベ ル １ ． ５ Ｐ Ｒ Ａ は実 施 しな い た め ， プ ラ ン
ト損 傷 状 態 別 の炉 心 損 傷 頻 度 の評 価 は実 施 し て い な い 。
（「 3 . 1 . 2 . 8 炉 心 損 傷 頻 度 ( 1 ) 炉 心 損 傷 頻 度 」）
③炉 心 損 傷 頻 度 に至 る支 配 的 な要 因 を確 認 す る観 点 で ，重 要 度 解 析 を実 施 した 。 ま た ，炉 心 損 傷 頻 度 の不 確 実 さの幅 を評 価 す る た め ，不 確 実 さ解 析 を
実 施 した。感 度 解 析 は，現 行 保 安 規 定 におけ る運 用 管 理 のリ ス ク へ の影 響
を把 握 す る た め の評 価 を実 施 し た 。
（「 3 . 1 . 2 . 8 炉 心 損 傷 頻 度 ( 2 ) 重 要 度 解 析 ， ( 3 ) 不 確 実 さ 解 析 及 び 感 度 解 析 」）

「ＰＲＡの説明における参照事項（平成 25 年 9 月
Ｐ Ｒ Ａ の 説 明 に お け る 参 照 事 項（ 原 子 力 規 制 庁

原子力規制庁）」への東海第二発電所のＰＲＡの対応状況について平 成 2 5 年 9 月 ）の 記 載 内 容３ ． ２ 外 部 事 象 （地 震 ）a. 対 象 プ ラ ン ト と 事 故 シ ナ リ オ①対 象 と す る プ ラ ン ト の説 明
●地 震 Ｐ Ｒ Ａ の中 で考 慮 す る設 備 の一 覧 及 び設 備 の 説 明● ウ ォ ー ク ダ ウ ン実 施 の有 無 と ウ ォ ー ク ダ ウ ン の結 果

②地 震 に よ り炉 心 損 傷 に至 る事 故 シ ナ リ オ と分 析
●事 故 シ ナ リ オ の分 析 ・選 定 と ス ク リ ー ニ ン グ の説 明●事 故 シナリオ と起 因 事 象 の分 析 結 果●建 物 ・機 器 リ ス ト の作 成 結 果

東 海 第 二 発 電 所 の対 応 状 況

別紙 11−11①内 部 事 象 出 力 運 転 時 レ ベ ル １ Ｐ Ｒ Ａ に お い て収 集 した プ ラ ン ト構 成 ・特 性
等 に関 す る情 報 の他 ，配 置 関 連 設 計 図 書 等 に よ り地 震 Ｐ Ｒ Ａ に必 要 な情 報を収 集 ・整 理 し た 。 ま た ， 机 上 検 討 では確 認 が難 し い プ ラ ン ト情 報 を取 得
す る た め ，及 び検 討 し た シ ナ リ オ の妥 当 性 を確 認 す る た め に ，東 海 第 二 発
電 所 に お い て プ ラ ン ト ウ ォ ー ク ダ ウ ン を実 施 し ，以 下 の点 に つ い て問 題 がな い こ と を確 認 した。
・耐 震 安 全 性 の確 認
・二 次 的 影 響 の確 認（「 3 . 2 . 1 . 1 対 象 プ ラ ン ト と 事 故 シ ナ リ オ ( 1 ) 対 象 と す る プ ラ ン ト の 説 明 」）
②地 震 により炉 心 損 傷 に至 る事 故 シナリ オ を抽 出 し， ス ク リ ー ニ ン グ で除 外
す る シ ナ リ オ に つ い て は そ の内 容 を明 記 し た 。除 外 され ず に残 っ た事 故 シ
ナ リ オ を分 析 し ，以 下 の起 因 事 象 を選 定 し た 。
・原 子 炉 建 屋損 傷
・格 納 容 器 損傷・原 子 炉 圧 力容 器損 傷・格 納 容 器 バイパス・原 子 炉 冷 却 材 圧 力 バウ ンダ リ喪 失 （ＥＬ Ｏ ＣＡ ）・計 装 ・制 御 系 喪 失・直 流 電 源 喪失
・交 流 電 源 喪失
・外 部 電 源 喪失
・過 渡 事 象（「 3 . 2 . 1 . 1 対 象 プ ラ ン と 事 故 シ ナ リ オ ( 2 ) 地 震 に よ り 炉 心 損 傷 に 至 る 事 故
シ ナ リ オ と 分 析 」）

「ＰＲＡの説明における参照事項（平成 25 年 9 月
Ｐ Ｒ Ａ の 説 明 に お け る 参 照 事 項（ 原 子 力 規 制 庁

原子力規制庁）」への東海第二発電所のＰＲＡの対応状況について平 成 2 5 年 9 月 ）の 記 載 内 容

b. 地 震 ，津 波 ハ ザ ー ド①地 震 ハ ザ ー ド評 価 の方 法
● 新 規 制 基 準 （ 地 震 ）に て 策 定 さ れ た 基 準 地 震 動 の 超 過 確 率 の 算 出 に 用い た地 震 ハ ザ ー ド及 び津 波 ハ ザ ー ド評 価 に用 い た手 法 の説 明
②地 震 ハ ザ ー ド評 価 に当 たっ て の主 要 な仮 定
● 震 源 モ デ ル ，地 震 動 伝 播 モ デ ル の 設 定 と 各 モ デ ル の 設 定 根 拠 及 び 不 確
実 さ要 因 の分 析 結 果 の説 明
●不 確 実 さ要 因 の分 析 結 果 に基 づ い て作 成 し た ロ ジ ッ ク ツ リ ー の明 示と ロ ジ ッ ク ツ リ ー の 各 分 岐 に お い て 設 定 し た重 み の根 拠 の説 明

別紙 11−12③地 震 ハザード評 価 結 果● 作 成 し た ロ ジ ッ ク ツ リ ー を 用 い た 地 震 ハ ザ ー ド 曲 線 群 の 算 出 と ，各 ハ
ザ ー ド曲 線 群 か ら求 め た信 頼 度 別 ハ ザ ー ド曲 線 や平 均 ハ ザ ー ド曲 線の説 明
●地 震 ハ ザ ー ド評 価 結 果 に基 づ く フ ラ ジ リ テ ィ評 価 用 地 震 動 の作 成 方
法 の説 明東 海 第 二 発 電 所 の対 応 状 況①日 本 原 子 力 学 会 標 準 「原 子 力 発 電 所 の地 震 を起 因 と し た確 率 論 的 安 全 評 価
実 施 基 準 ： 2007 」 の 方 法 に 基 づ き 評 価 し た 。
（「 3 . 2 . 1 . 2 確 率 論 的 地 震 ハ ザ ー ド ( 1 ) 確 率 論 的 地 震 ハ ザ ー ド 評 価 の 方 法 」）
②震 源 モデル は ，特 定 震 源 モ デ ル と領 域 震 源 モデル を 設 定 した 。 そ れ ぞ れ の震 源 モ デ ル に お い て ，当 社 の調 査 結 果 等 に基 づ き設 定 し た震 源 モ デ ル （以下 ， モ デ ル Ａ と い う ） の 他 ，地 震 調 査 研 究 推 進 本 部 の 知 見 に基 づ き設 定 した震 源 モデル（以 下 ，モデル Ｂと い う ）を ロ ジ ッ クツ リ ー で考 慮 した。
特 定 震 源 モ デ ル の う ち 内 陸 地 殻 内 地 震 の評 価 に お い て ， モ デ ル Ａ に つ い ては 敷 地 周 辺 の耐 震 設 計 上 考 慮 す る 活 断 層 等 の 他 ， 活 断 層 研 究 会 編 （ 1991 ）に掲 載 されてい る活 断 層 に基 づいて評 価 した 。モ デル Ｂ に つ いては地 震 調
査 研 究 推 進 本 部 （ 2 0 0 9 a ）で 考 慮 さ れ て い る 活 断 層 を 評 価 対 象 と し た 。特 定
震 源 モ デ ル の う ち海 溝 型 地 震 の評 価 に お い て ， モ デ ル Ａ で は関 東 地 震 を ，
モ デ ル Ｂ で は 関 東 地 震 及 び 茨 城 県 沖 で発 生 す る地 震 を 特 定 震 源 と し て扱 った。
領 域 震 源 モ デ ル に つ い て は ，内 陸 地 殻 内 地 震 及 び海 溝 型 地 震 を考 慮 し ，敷地 か ら 1 5 0 k m 程 度 を 評 価 対 象 と し た 。 モ デ ル Ａ に つ い て は ，垣 見 他 （ 2 0 0 3 ）を参 照 し て領 域 区 分 し ，各 領 域 の最 大 マ グ ニ チ ュ ー ド を領 域 内 の過 去 の地
震 の最 大 値 を基 に設 定 し た 。 モ デ ル Ｂ に つ い て は ，地 震 調 査 研 究 推 進 本 部（ 2 0 0 9 a ）に 基 づ い て 領 域 区 分 し ，各 領 域 の 最 大 マ グ ニ チ ュ ー ド を 地 震 調 査
研 究 推 進 本 部 （2012 ） に 基 づ き 設 定 し た 。
地 震 動 伝 播 モ デ ル は N oda et al(2012) に よ る 距 離 減 衰 式 を 用 い た 。
ロ ジ ッ ク ツ リ ー は ，震 源 モ デ ル及 び地 震 動 伝 播 モ デ ル の設 定 に お い て ，地震 ハ ザ ー ド評 価 に大 き な影 響 を及 ぼ す要 因 に基 づ い て 作 成 し た 。震 源 モ デル に つ い て は， モ デ ル Ａと モ デル Ｂ を ロジ ッ ク ツ リー で考 慮 した。
（「 3 . 2 . 1 . 2 確 率 論 的 地 震 ハ ザ ー ド ( 2 ) 確 率 論 的 地 震 ハ ザ ー ド 評 価 に 当 た って の 主 要 な 仮 定 」）
③上 記 を踏 ま え平 均 地 震 ハザ ー ド曲 線 及 び フ ラ ク タ イ ル地 震 ハ ザ ー ド曲 線 を
作 成 し た 。ま た ，基 準 地 震 動 Ｓ Ｓ の 応 答 ス ペ ク ト ル と 年 超 過 確 率 ご と の 一 様
ハザード スペク トル を比 較 し た。
フ ラ ジ リ テ ィ 評 価 用 地 震 動 は 年 超 過 確 率 10− ５ の一 様 ハ ザ ー ド ス ペ ク ト ルに 適 合 す る 模 擬 波 と し ， 経 時 特 性 を基 準 地 震 動 ＳＳ の 策 定 と同 様 に Noda eta l .（ 2 0 0 2 ） に 基 づ き 地 震 規 模 Ｍ ＝ 7 . 6 ，等 価 震 源 距 離 X e q ＝ 2 5 . 7 k m と し た 。
（「 3 . 2 . 1 . 2 確 率 論 的 地 震 ハ ザ ー ド ( 3 ) 確 率 論 的 地 震 ハ ザ ー ド 評 価 結 果 」）

「ＰＲＡの説明における参照事項（平成 25 年 9 月
Ｐ Ｒ Ａ の 説 明 に お け る 参 照 事 項（ 原 子 力 規 制 庁

原子力規制庁）」への東海第二発電所のＰＲＡの対応状況について平 成 2 5 年 9 月 ）の 記 載 内 容

c. 建 屋 ・機 器 の フ ラ ジ リ テ ィ①評 価 対 象 と損 傷 モ ー ド の 設 定②フラジ リティ の評 価 方 法の選 択③ フ ラ ジ リ テ ィ評 価 上 の主 要 な仮 定 （不 確 実 さ の設 定 ，応 答 係 数 等 ）④フラジ リティ評 価 における耐 力 情報
●評 価 部 位 ，損 傷 モ ー ド及 び そ の耐 力 値 と確 率 分 布●評 価 部 位 の材 料 と温 度 【構 造 損 傷 の場 合 】●機 能 限 界 値 の諸 元 【機 能 損 傷 の場 合 】⑤フラジ リティ評 価 における応 答 情報
●評 価 部 位 ，損 傷 モ ー ド及 び そ の応 答 値 と確 率 分 布●基 準 地 震 動 に よ る地 震 力 で発 生 す る評 価 部 位 の応 答 と そ の他 の荷 重
条 件 に よ る評 価 部 位 の応 答 の内 訳 【構 造 損 傷 の場 合 】●基 準 地 震 動 に よ る地 震 力 で発 生 す る評 価 部 位 の応 答 【機 能 損 傷 の場
合】
⑥建 物 ・機 器 の フ ラ ジ リ テ ィ評 価 結 果

東 海 第 二 発 電 所 の対 応 状 況①〜⑥
以 下 の手 順 で フ ラ ジ リ テ ィ評 価 を実 施 し た 。
( 1)評 価 対 象 と 損 傷 モ ー ド の 設 定( 2)評 価 方 法 の 選 択( 3)評 価 上 の不 確 か さ ， 応 答 係 数 等 の 設 定(4)現 実 的 耐 力 の評 価
(5)現 実 的 応 答 の評 価
(6) フ ラ ジ リ テ ィ の 評 価
建 屋 フラジ リ テ ィ及 び屋 外 重 要 土 木 構 造 物 のフラ ジ リ テ ィ は 「現 実 的 耐 力と 現 実 的 応 答 に よ る 方 法（ 応 答 解 析 に 基 づ く 方 法 ）」，機 器 フ ラ ジ リ テ ィ は「 耐力 係 数 と 応 答 係 数 に よ る 方 法 （ 安 全 係 数 法 ）」 を 評 価 方 法 と し て 採 用 し た 。
ま た ，各 機 器 に対 す る耐 震 評 価 結 果 ，加 振 試 験 結 果 ，文 献 値 等 を基 に ，現
実 的 耐 力 と現 実 的 応 答 を評 価 し て フ ラ ジ リ テ ィ を算 出 し た 。 な お ， 構 造 損 傷
モ ー ド に つ い て は ，機 器 の 損 傷 に 支 配 的 と な る 部 位 に 着 目 し て 評 価 を 行 っ た 。

別紙 11−13（「 3 . 2 . 1 . 3 - 1 建 屋 の フ ラ ジ リ テ ィ 」，
「 3 .2.1.3-2 屋 外 重 要 土 木 構 造 物 の フ ラ
ジ リ テ ィ 」，「 3 . 2 . 1 . 3 - 3 機 器 の フ ラ ジ リ テ ィ 」）
d. 事 故 シ ー ケ ン ス(1) 起 因 事 象①評 価 対 象 と し た起 因 事 象 の リ ス ト ，説 明 及 び発 生 頻 度●地 震 に よ り誘 発 さ れ る起 因 事 象 の選 定 方 法 と そ の結 果
● グ ル ー プ 化 し て い る 場 合 に は グ ル ー プ 化 の 考 え 方 ，発 生 頻 度 の 評 価 方法●対 象 外 と し た起 因 事 象 と，対 象 外 とし た理 由
●地 震 固 有 の事 象 と そ の取 扱 い②階 層 イベント ツ リーとその説 明●起 因 事 象 の階 層 化 の考 え方 ，イ ベ ン ト ツ リ ー と そ の 説 明①事 故 シ ナ リ オ の分 析 を踏 ま え ， 地 震 Ｐ Ｒ Ａ に お け る 起 因 事 象 は以 下 を評 価
対象 とした。
・原 子 炉 建 屋損 傷
・格 納 容 器 損傷・原 子 炉 圧 力容 器損 傷・格 納 容 器 バイパス・原 子 炉 冷 却 材 圧 力 バウ ンダ リ喪 失 （ＥＬ Ｏ ＣＡ ）・計 装 ・制 御 系 喪 失・直 流 電 源 喪失
・交 流 電 源 喪失
・外 部 電 源 喪失
・過 渡 事 象②選 定 し た起 因 事 象 を基 に ，地 震 に よ り発 生 す る起 因 事 象 の影 響 を考 慮 し て
階層 イベントツ リー を作 成 し た。
「 3.2.1.4 事 故 シ ー ケ ン ス (1)起 因 事 象 」

「ＰＲＡの説明における参照事項（平成 25 年 9 月
Ｐ Ｒ Ａ の 説 明 に お け る 参 照 事 項（ 原 子 力 規 制 庁

原子力規制庁）」への東海第二発電所のＰＲＡの対応状況について平 成 2 5 年 9 月 ）の 記 載 内 容(2) 成 功 基 準①成 功 基 準 の一 覧●起 因 事 象 ご と の成 功 基 準●炉 心 損 傷 の定 義
●対 処 設 備 作 動 ま で の余 裕 時 間 及 び使 命 時 間● 成 功 基 準 設 定 の た め に熱 水 力 解 析 等 を実 施 し た場 合 は 使 用 し た解 析
結 果 ，及 び使 用 し た解 析 コ ー ド の検 証 性

別紙 11−14(3) 事 故 シ ー ケ ン ス①イベントツリー● イベ ン ト ツリ ー図● ヘデ ィ ン グ，事 故 進 展 及 び最 終 状 態● イ ベ ン ト ツ リ ー作 成 上 の主 要 な仮 定(4) シ ス テ ム 信 頼 性①評 価 対象 としたシステムと その説 明●評 価 対象 システム一 覧● 系 統 図 ，必 要 と す る サ ポ ー ト 系 ，試 験 ， シ ス テ ム 信 頼 性 評 価 上 の 主 要
な仮 定●B 及 び C ク ラ ス機 器 の取 扱 い②機 器 損 傷 に関 す る機 器 間 の相 関 の取 扱 い③システ ム信 頼 性評価 結 果●起 因 事象 ごとのシ ステム 信 頼性評 価 結果
●主 要 な ミ ニ マ ル カ ッ ト セ ッ ト （FT を用 い た場 合 ）④ シ ス テ ム信 頼 性 評 価 を実 施 せ ず に設 定 し た非 信 頼 度 と そ の根 拠
(5) 人 的 過 誤①評 価 対 象 と し た人 的 過 誤 及 び評 価 結 果●人 的 過 誤 の評 価 に用 い た 手 法● 人 的 過 誤 の分 類 ，人 的 操 作 に対 す る許 容 時 間 ，過 誤 回 復 の取 扱 い●人 的 過 誤 評 価 用 い た主 要 な仮 定
●人 的 過誤評 価 結果

東 海 第 二 発 電 所 の対 応 状 況①炉 心 損 傷 の定 義 ，炉 心 損 傷 を防 止 す る た め の緩 和 系 の成 功 基 準 並 び に余 裕
時 間 は内 部 事 象 出 力 運 転 時 レ ベ ル １ Ｐ Ｒ Ａ と 相 違 が な い 。 た だ し ， 同 様 の系 統 は完 全 相 関 を仮 定 し て い る た め ，事 故 緩 和 に必 要 な系 統 数 は考 慮 し て
い な い 。 ま た ，緩 和 手 段 のな い起 因 事 象 に つ い て は成 功 基 準 を設 定 し て い
な い 。使 命 時 間 に つ い て は 内 部 事 象 出 力 運 転 時 レ ベ ル １ Ｐ Ｒ Ａ と 同 様 に 24
時 間 と し ，機 器 や外 部 電 源 の復 旧 に は期 待 し て い な い 。
「 3 .2.1.4 事 故 シ ー ケ ン ス (2)成 功 基 準 」①起 因 事 象 の発 生 要 因 は地 震 と内 部 事 象 で は異 な る が ，起 因 事 象 発 生 後 の緩
和 設 備 は内 部 事 象 出 力 運 転 時 レ ベ ル １ Ｐ Ｒ Ａ と同 様 の設 備 に期 待 し た 。
「 3.2.1.4 事 故 シ ー ケ ン ス (3)事 故 シ ー ケ ン ス 」①内 部 事 象 出 力 運 転 時 レ ベ ル １ Ｐ Ｒ Ａ に お け る検 討 内 容 及 び事 故 シ ナ リ オ の分 析 を 踏 ま え て 作 成 し た 建 屋 ・機 器 リ ス ト を 使 っ て 対 象 範 囲 を 明 確 に し た 。
各 系 統 の情 報 や依 存 性 に つ い て は内 部 事 象 出 力 運 転 時 レ ベ ル １ Ｐ Ｒ Ａ と同様 である。
な お ，耐 震 重 要 度 B 及 び C ク ラ ス機 器 に つ い て は ，地 震 の影 響 を考 慮 し ，そ の機 能 は期 待 し な い 。 た だ し ， 安 全 設 備 の使 命 時 間 内 の機 能 維 持 に必 要と な る燃 料 移 送 系 設 備 は評 価 対 象 と し た 。
②冗 長 設 備 は基 本 的 に同 一 の耐 震 設 計 が な さ れ た上 で 同 一 フ ロ ア に設 置 さ れ
る た め ，同 様 の系 統 及 び機 器 に対 す る機 能 喪 失 は ，系 統 間 及 び機 器 間 で完
全 に従 属 す る も の と し た 。 そ れ以 外 の系 統 間 及 び機 器 間 の相 関 は完 全 独 立を想 定 した。
③内 部 事 象 出 力 運 転 時 レベル１ Ｐ ＲＡ と同 様 に，イベ ン ト ツ リー の ヘディ ン
グ に対 応 する フ ロ ン ト ラ イ ン系 と そ の サ ポ ー ト系 に つ い て ， フ ォ ー ル ト ツ
リ ー を作 成 し ，信 頼 性 を評 価 し た 。
④ シ ス テ ム信 頼 性 評 価 を実 施 せず に設 定 し た非 信 頼 度 は な い 。
「 3 .2.1.4 事 故 シ ー ケ ン ス (4) シ ス テ ム 信 頼 性 」①地 震 Ｐ Ｒ Ａ で は以 下 に示 す よ う に ，内 部 事 象 出 力 運 転 時 レベ ル １ Ｐ Ｒ Ａ での検 討 に基 づ い た人 的 過 誤 確 率 を使 用 し た 。起 因 事 象 発 生 前 の人 的 過 誤 に
つ い て は地 震 に よ る影 響 を 考 慮 す る必 要 が な い た め ， 内 部 事 象 レ ベ ル １ Ｐ
Ｒ Ａ で の検 討 結 果 を用 い た 。起 因 事 象 発 生 後 の人 的 過 誤 は運 転 員 操 作 に係る心 的 負 担 が大 き い こ と を 考 慮 し ，内 部 事 象 出 力 運 転 時 レベ ル １ Ｐ Ｒ Ａ での検 討 結 果 に対 し て ，人 的 過 誤 の ス ト レ ス フ ァ ク タ を 設 定 し た 。
「 3.2.1.4 事 故 シ ー ケ ン ス (5)人 的 過 誤 」

「ＰＲＡの説明における参照事項（平成 25 年 9 月
Ｐ Ｒ Ａ の 説 明 に お け る 参 照 事 項（ 原 子 力 規 制 庁

原子力規制庁）」への東海第二発電所のＰＲＡの対応状況について平 成 2 5 年 9 月 ）の 記 載 内 容(6) 炉 心 損 傷 頻 度①炉 心 損 傷 頻 度 の算 出 に用 い た方 法
②炉 心 損傷 頻度 結 果●全 炉 心 損 傷 頻 度 及 び主 要 な事 故 シ ー ケ ン ス と分 析
●起 因 事 象 別 の炉 心 損 傷 頻 度 及 び主 要 な事 故 シ ー ケ ン ス と分 析
● プ ラ ン ト 損 傷 状 態 別 炉 心 損 傷 頻 度 及 び主 要 な事 故 シ ー ケ ン ス と 分 析● 地 震 加 速 度 と炉 心 損 傷 頻 度 の関 係 と そ の分 析
③重 要 度 解 析 ，不 確 実 さ解 析 及 び感 度 解 析

東 海 第 二 発 電 所 の対 応 状 況① 本 評 価 で は ， フ ォ ー ル ト ツ リ ー 結 合 法 を 用 い た 計 算 コ ー ド
RiskSpectrum PSA に よ り 炉 心 損 傷 頻 度 を評 価 し た 。
②上 記 のとお り の評 価 手 法 に よ り定 量 化 し，事 故 シー ケ ン ス グ ル ー プ別 の炉
心 損 傷 頻 度 ，地 震 加 速 度 区 分 別 炉 心 損 傷 頻 度 を算 出 し ，主 要 な事 故 シ ー ケ
ン ス を確 認 した。

③事 故 シ ー ケ ン ス グ ル ー プ 等 の選 定 に係 る炉 心 損 傷 頻 度 の相 対 的 な割 合 の確認 に際 し て の参 考 と し て ， 不 確 実 さ解 析 を行 っ た 。
ま た ，炉 心 損 傷 に至 る支 配 的 な要 因 を確 認 す る観 点 で ，重 要 度 解 析 を実 施した。
ま た ，対 象 項 目 と し て評 価 結 果 に影 響 を及 ぼ す可 能 性 の あ る仮 定 ， デ ー タ
等 を選 定 し ，感 度 解 析 を実 施 し た 。
「 3.2.1.4 事 故 シ ー ケ ン ス (6)炉 心 損 傷 頻 度 」

別紙 11−15

「ＰＲＡの説明における参照事項（平成 25 年 9 月
Ｐ Ｒ Ａ の 説 明 に お け る 参 照 事 項（ 原 子 力 規 制 庁

原子力規制庁）」への東海第二発電所のＰＲＡの対応状況について平 成 2 5 年 9 月 ）の 記 載 内 容３ ． ２ 外 部 事 象 （津 波 ）a. 対 象 プ ラ ン ト と 事 故 シ ナ リ オ①対 象 と す る プ ラ ン ト の説 明
●津 波 Ｐ Ｒ Ａ の中 で考 慮 す る設 備 の一 覧 及 び設 備 の 説 明● ウ ォ ー ク ダ ウ ン実 施 の有 無 と ウ ォ ー ク ダ ウ ン の結 果

②津 波 に よ り炉 心 損 傷 に至 る事 故 シ ナ リ オ と分 析
●事 故 シ ナ リ オ の分 析 ・選 定 と ス ク リ ー ニ ン グ の説 明●事 故 シナリオ と起 因 事 象 の分 析 結 果●建 物 ・機 器 リ ス ト の作 成 結 果

別紙 11−16b. 津 波 ハ ザ ー ド①津 波 ハ ザ ー ド評 価 の方 法
● 新 規 制 基 準 （ 津 波 ）に て 策 定 さ れ た 基 準 地 震 動 及 び 基 準 津 波 の 超 過 確
率 の算 出 に用 い た津 波 ハ ザ ー ド評 価 に用 い た手 法 の説 明

東 海 第 二 発 電 所 の対 応 状 況①内 部 事 象 出 力 運 転 時 レ ベ ル １ Ｐ Ｒ Ａ に お い て収 集 した プ ラ ン ト構 成 ・特 性
等 に関 す る情 報 の他 ，配 置 関 連 設 計 図 書 等 に よ り津 波 Ｐ Ｒ Ａ に必 要 な情 報を収 集 ・整 理 し た 。 ま た ， 机 上 検 討 では確 認 が難 し い プ ラ ン ト情 報 を取 得
す る た め ，及 び検 討 し た シ ナ リ オ の妥 当 性 を確 認 す る た め に ，東 海 第 二 発
電 所 に お い て プ ラ ン ト ウ ォ ー ク ダ ウ ン を実 施 し ，以 下 の点 に つ い て問 題 がな い こ と を確 認 した。
・津 波 の影 響・間 接 的 被 害 の可 能 性（「 3 . 2 . 2 . 1 対 象 プ ラ ン と 事 故 シ ナ リ オ ( 1 ) 対 象 と す る プ ラ ン ト の 説 明 」）
②津 波 により炉 心 損 傷 に至 る事 故 シナリ オ を抽 出 し， ス ク リ ー ニ ン グ で除 外
す る シ ナ リ オ に つ い て は そ の内 容 を明 記 し た 。除 外 され ず に残 っ た事 故 シ
ナ リ オ を分 析 し ，以 下 の起 因 事 象 を選 定 し た 。
・最 終 ヒ ー ト シ ン ク喪 失・原 子 炉 建 屋 内 浸 水 によ る複 数 の緩 和 機 能 喪 失
ま た ，津 波 Ｐ Ｒ Ａ の評 価 対 象 設 備 を以 下 の よ う に分 類 し ，建 屋 ・機 器 リ ス
ト を作 成 した。
・津 波 防 護 施 設 及 び浸 水 防 止 設 備・起 因 事 象 を引 き起 こ す設 備・起 因 事 象 を緩 和 す る 設 備（「 3 . 2 . 2 . 1 対 象 プ ラ ン と 事 故 シ ナ リ オ ( 2 ) 津 波 に よ り 炉 心 損 傷 に 至 る 事 故
シ ナ リ オ と 分 析 」）

①基 本 津 波 の超 過 確 率 の算 出 に用 い た確 率 論 的 津 波 ハザ ー ド は ，日 本 原 子 力
学 会 標 準 「原 子 力 発 電 所 に対 す る津 波 を起 因 と し た確 率 論 的 リ ス ク評 価 に
関 す る 実 施 基 準 ： 2 0 1 1 」,「 確 率 論 的 津 波 ハ ザ ー ド 解 析 の 方 法 」（ 平 成 2 3 年
9 月 社 団 法 人 土 木 学 会 原 子 力 土 木 委 員 会 津 波 評 価 部 会 ），2 0 1 1 年 東 北 地
方 太 平 洋 沖 地 震 か ら得 ら れ た知 見 等 を踏 ま え実 施 し た 。
（「 3 . 2 . 2 . 2 確 率 論 的 津 波 ハ ザ ー ド ( 1 ) 確 率 論 的 津 波 ハ ザ ー ド 評 価 の 方 法 」）

「ＰＲＡの説明における参照事項（平成 25 年 9 月
Ｐ Ｒ Ａ の 説 明 に お け る 参 照 事 項（ 原 子 力 規 制 庁

原子力規制庁）」への東海第二発電所のＰＲＡの対応状況について平 成 2 5 年 9 月 ）の 記 載 内 容②津 波 ハ ザ ー ド評 価 に当 たっ て の主 要 な仮 定
● 津 波 発 生 モ デ ル ，津 波 伝 播 モ デ ル の 設 定 と 各 モ デ ル の 設 定 根 拠 及 び 不
確 実 さ要 因 の分 析 結 果 の説 明
●不 確 実 さ要 因 の分 析 結 果 に基 づ い て作 成 し た ロ ジ ッ ク ツ リ ー の明 示と ロ ジ ッ ク ツ リ ー の 各 分 岐 に お い て 設 定 し た重 み の根 拠 の説 明

③津 波 ハザード評 価 結 果● 作 成 し た ロ ジ ッ ク ツ リ ー を 用 い た 津 波 ハ ザ ー ド 曲 線 群 の 算 出 と ，各 ハ
ザ ー ド曲 線 群 か ら求 め た信 頼 度 別 ハ ザ ー ド曲 線 や平 均 ハ ザ ー ド曲 線の説 明
●津 波 ハ ザ ー ド評 価 結 果 に基 づく フ ラ ジ リ テ ィ評 価 用 地 震 動 及 び津 波
水 位 変 動 の作 成 方 法 の説 明

別紙 11−17c. 建 屋 ・機 器 の フ ラ ジ リ テ ィ①評 価 対 象 と損 傷 モ ー ド の 設 定②フラジ リティ の評 価 方 法の選 択③ フ ラ ジ リ テ ィ評 価 上 の主 要 な仮 定 （不 確 実 さ の設 定 ，応 答 係 数 等 ）④フラジ リティ評 価 における耐 力 情報
●評 価 部 位 ，損 傷 モ ー ド及 び そ の耐 力 値 と確 率 分 布●評 価 部 位 の材 料 と温 度 【構 造 損 傷 の場 合 】●機 能 限 界 値 の諸 元 【機 能 損 傷 の場 合 】⑤フラジ リティ評 価 における応 答 情報
●評 価 部 位 ，損 傷 モ ー ド及 び そ の応 答 値 と確 率 分 布●基 準 津 波 に よ る波 力 等 で発 生 す る評 価 部 位 の応 答 と そ の他 の荷 重 条
件 に よ る評 価 部 位 の応 答 の 内 訳 【構 造 損 傷 の場 合 】● 基 準 津 波 に よ る 津 波 水 位 変 動 で 被 水 ・没 水 す る 評 価 部 位 の 状 況 【 機 能
損 傷 の場 合 】⑥建 物 ・機 器 の フ ラ ジ リ テ ィ評 価 結 果

東 海 第 二 発 電 所 の対 応 状 況• ②認 識 論 的 不 確 実 さ と し て ，津 波 発 生 領 域 ，波 源 モ デ ル ，発 生 パ タ ー ン ，
地 震 規 模 ，平 均 発 生 間 隔 等 を考 慮 し た 。偶 然 的 不 確 実 さ と し て ，津 波 水 位の ば ら つ き の分 布 を対 数 正 規 分 布 とし て考 慮 し た 。 ロ ジ ッ ク ツ リ ー の作 成に 当 た っ て は ，日 本 原 子 力 学 会 標 準（ 2 0 1 1 ），土 木 学 会（ 2 0 0 2 ，2 0 0 9 ，2 0 1 1 ），原 子 力 安 全 基 盤 機 構 （ 2 0 1 4 ）， 地 震 調 査 研 究 推 進 本 部 （ 2 0 1 2 a ，2 0 1 2 b ） を 参
考 と し ，2011 年 東 北 地 方 太 平 洋 沖 地 震 の知 見 を踏 ま え て 分 岐 及 び重 み を 設定 した。
（「 3 . 2 . 2 . 2 確 率 論 的 津 波 ハ ザ ー ド ( 2 ) 確 率 論 的 津 波 ハ ザ ー ド 評 価 に 当 た って の 主 要 な 仮 定 」）
③ ロ ジ ッ ク ツ リ ー を 基 に ハ ザ ー ド 曲 線 を算 定 し た 。最 高 水 位 及 び最 低 水 位 の
年 超 過 確 率 は 10− ４ 程 度 及 び 1 0− ３ 程 度 で あ る 。
（「 3 . 2 . 2 . 2 確 率 論 的 津 波 ハ ザ ー ド ( 3 ) 確 率 論 的 津 波 ハ ザ ー ド 評 価 結 果 」）①〜⑥
建 屋 ・ 機 器 リ ス ト に 基 づ き ，評 価 対 象 設 備 の 考 慮 す べ き 影 響 （ 損 傷 モ ー ド ）ご と に フ ラ ジ リ テ ィ を検 討 し た 。 そ の結 果 ，津 波 防 護 施 設 及 び浸 水 防 止 設
備 に つ い て は波 力 を ， ま た ，起 因 事 象 を引 き起 こ す設 備 及 び起 因 事 象 を緩和 す る設 備 に つ い て は没 水 ，被 水 を津 波 に よ る支 配 的 な損 傷 モ ー ド と し て抽出 した。
抽 出 し た 評 価 対 象 設 備 に 対 す る 波 力 ，没 水 ，被 水 の 損 傷 モ ー ド に つ い て は ，津 波 が評 価 対 象 設 備 を損 傷 又 は評 価 対 象 設 備 に到 達 す る津 波 高 さ に達 し た
時 点 で ， 当 該 設 備 が確 率 1.0 で損 傷 す る と 仮 定 し た 。
（「 3 . 2 . 2 . 3 建 屋 ・ 機 器 フ ラ ジ リ テ ィ 」）

「ＰＲＡの説明における参照事項（平成 25 年 9 月
Ｐ Ｒ Ａ の 説 明 に お け る 参 照 事 項（ 原 子 力 規 制 庁

原子力規制庁）」への東海第二発電所のＰＲＡの対応状況について平 成 2 5 年 9 月 ）の 記 載 内 容

別紙 11−18

d. 事 故 シ ー ケ ン ス(1) 起 因 事 象①評 価 対 象 と し た起 因 事 象 の リ ス ト ，説 明 及 び発 生 頻 度●津 波 に よ り誘 発 さ れ る起 因 事 象 の選 定 方 法 と そ の結 果
● グ ル ー プ 化 し て い る 場 合 に は グ ル ー プ 化 の 考 え 方 ，発 生 頻 度 の 評 価 方法●対 象 外 と し た起 因 事 象 と，対 象 外 とし た理 由
●津 波 固 有 の事 象 と そ の取 扱 い②階 層 イベント ツ リーとその説 明●起 因 事 象 の階 層 化 の考 え方 ，イ ベ ン ト ツ リ ー と そ の 説 明(2) 成 功 基 準①成 功 基 準 の一 覧●起 因 事 象 ご と の成 功 基 準●炉 心 損 傷 の定 義
●対 処 設 備 作 動 ま で の余 裕 時 間 及 び使 命 時 間● 成 功 基 準 設 定 の た め に熱 水 力 解 析 等 を実 施 し た場 合 は 使 用 し た解 析
結 果 ，及 び使 用 し た解 析 コ ー ド の検 証 性(3) 事 故 シ ー ケ ン ス①イベントツリー● イベ ン ト ツリ ー図● ヘデ ィ ン グ，事 故 進 展 及 び最 終 状 態● イ ベ ン ト ツ リ ー作 成 上 の主 要 な仮 定(4) シ ス テ ム 信 頼 性①評 価 対象 としたシステムと その説 明●評 価 対象 システム一 覧● 系 統 図 ，必 要 と す る サ ポ ー ト 系 ，試 験 ， シ ス テ ム 信 頼 性 評 価 上 の 主 要
な仮 定●B 及 び C ク ラ ス機 器 の取 扱 い②機 器 損 傷 に関 す る機 器 間 の相 関 の取 扱 い③システ ム信 頼 性評価 結 果●起 因 事象 ごとのシ ステム 信頼 性評 価結果●主 要 な ミ ニ マ ル カ ッ ト セ ッ ト （FT を用 い た場 合 ）④ シ ス テ ム信 頼 性 評 価 を実 施 せ ず に設 定 し た非 信 頼 度 と そ の根 拠

東 海 第 二 発 電 所 の対 応 状 況①津 波 Ｐ Ｒ Ａ で は以 下 の起 因 事 象 を抽 出 し た 。
・ 最 終 ヒ ー ト シ ン ク 喪 失 （T.P.+20m 〜 T.P.+23m ）・ 原 子 炉 建 屋 内 浸 水 に よ る 複 数 の緩 和 機 能 喪 失 （ T.P.+23m 〜 ）②選 定 し た起 因 事 象 に つ い て ，影 響 が大 き い事 故 シ ナ リ オ を考 慮 し て階 層 イ
ベントツ リーを作 成 した。
（「 3 . 2 . 2 . 4 事 故 シ ー ケ ン ス ( 1 ) 起 因 事 象 」）
①炉 心 損 傷 防 止 の成 功 基 準 は ，内 部 事 象 出 力 運 転 時 レベ ル １ Ｐ Ｒ Ａ と津 波 Ｐ
Ａ で は相 違 が な い た め ，内 部 事 象 出 力 運 転 時 レベル １ Ｐ Ｒ Ａ で設 定 した成功 基 準 を 用 い た 。た だ し ，津 波 襲 来 ま で に 原 子 炉 は 停 止 し て い る こ と か ら ，原 子 炉 停 止 機 能 につい て は ，評 価 対 象 とはせ ず考 慮 して い な い 。使 命 時 間に つ い て は 内 部 事 象 出 力 運 転 時 レ ベ ル １ Ｐ Ｒ Ａ と 同 様 に 2 4 時 間 と し ，津 波
で損 傷 し た機 器 の復 旧 は期 待 し て い な い 。
（「 3 . 2 . 2 . 4 事 故 シ ー ケ ン ス ( 2 ) 成 功 基 準 」）
①起 因 事 象 「最 終 ヒ ー ト シ ン ク喪 失 」 に つ い て は ， い ず れ の シ ー ケ ン ス も炉心 損 傷 に至 る が ，圧 力 バ ウ ン ダ リ の健 全 性 及 び高 圧 炉 心 冷 却 系 で あ る Ｒ Ｃ
Ｉ Ｃ の成 否 に よ り事 故 シー ケ ン ス が異 な る た め ， イ ベ ン ト ツ リ ー を展 開 して評 価 した。
（「 3 . 2 . 2 . 4 事 故 シ ー ケ ン ス ( 3 ) 事 故 シ ー ケ ン ス 」）
① シ ス テ ム の非 信 頼 度 は ， 内 部 事 象 出 力 運 転 時 レ ベ ル １ Ｐ Ｒ Ａ と同 様 の評 価を用 いた。

② フ ロ ン ト ラ イ ン系 及 び そ の サ ポ ー ト系 の機 器 間 の相 関 は内 部 事 象 出 力 運 転
時 レベル１ＰＲ Ａと同 じであ る。
③起 因 事 象 を緩 和 す る設 備 の シ ス テ ム信 頼 性 は ，内 部 事 象 出 力 運 転 時 レ ベ ル
１ Ｐ Ｒ Ａ と同 じ で あ る 。津 波 の影 響 を受 け る可 能 性 のあ る設 備 は ，建 屋 ・
機 器 フ ラ ジ リ テ ィ 評 価 の結 果 及 び人 的 過 誤 を考 慮 し て 設 備 の信 頼 性 評 価 を実施 した。
④本 評 価 で は シ ス テ ム信 頼 性 評 価 を実 施 せ ず に設 定 した非 信 頼 度 は な い 。
（「 3 . 2 . 2 . 4 事 故 シ ー ケ ン ス ( 4 ) シ ス テ ム 信 頼 性 」）

「ＰＲＡの説明における参照事項（平成 25 年 9 月
Ｐ Ｒ Ａ の 説 明 に お け る 参 照 事 項（ 原 子 力 規 制 庁

原子力規制庁）」への東海第二発電所のＰＲＡの対応状況について平 成 2 5 年 9 月 ）の 記 載 内 容(5) 人 的 過 誤①評 価 対 象 と し た人 的 過 誤 及 び評 価 結 果●人 的 過 誤 の評 価 に用 い た 手 法● 人 的 過 誤 の分 類 ，人 的 操 作 に対 す る許 容 時 間 ，過 誤 回 復 の取 扱 い●人 的 過 誤 評 価 用 い た主 要 な仮 定
●人 的 過誤評 価 結果
(6) 炉 心 損 傷 頻 度①炉 心 損 傷 頻 度 の算 出 に用 い た方 法

別紙 11−19②炉 心 損傷 頻度 結 果●全 炉 心 損 傷 頻 度 及 び主 要 な事 故 シ ー ケ ン ス と分 析
●起 因 事 象 別 の炉 心 損 傷 頻 度 及 び主 要 な事 故 シ ー ケ ン ス と分 析
● プ ラ ン ト 損 傷 状 態 別 炉 心 損 傷 頻 度 及 び主 要 な事 故 シ ー ケ ン ス と 分 析● 地 震 加 速 度 と炉 心 損 傷 頻 度 の関 係 と そ の分 析
③重 要 度 解 析 ，不 確 実 さ解 析 及 び感 度 解 析

東 海 第 二 発 電 所 の対 応 状 況①起 因 事 象 発 生 前 の人 的 過 誤 に つ い て は津 波 に よ る影 響 を考 慮 す る必 要 が な
い た め ，内 部 事 象 レ ベ ル １ Ｐ Ｒ Ａ で の検 討 結 果 を用 い た 。起 因 事 象 発 生 後
人 的 過 誤 は運 転 員 操 作 に係 る心 的 負 担 が大 き い こ と を 考 慮 し ，内 部 事 象 出
力 運 転 時 レベ ル １ Ｐ Ｒ Ａ で の検 討 結 果 に対 し て ，人 的 過 誤 のス ト レ ス フ ァ
ク タ を設 定 した。
（「 3 . 2 . 2 . 4 事 故 シ ー ケ ン ス ( 5 ) 人 的 過 誤 」）
① 計 算 コ ー ド RiskSpectrum@PSA を 用 い て フ ォ ー ル ト ツ リ ー 結 合 法 に よ り 炉
心 損 傷 頻 度 を評 価 し た 。
②上 述 し た手 順 で モ デ ル を 定 量 化 し，津 波 高 さ別 及 びプ ラ ン ト損 傷 状 態 別 の
炉 心 損 傷 頻 度 を評 価 し た 。 ま た ，全 炉 心 損 傷 頻 度 へ の 寄 与 割 合 か ら主 要 な事 故 シ ー ケ ン ス を抽 出 し ， そ の内 容 を分 析 し た 。

③津 波 ハ ザ ー ド や ラ ン ダ ム 故 障 確 率 に含 ま れ る不 確 実 さ が炉 心 損 傷 頻 度 の分
布 に与 え る影 響 を評 価 す る た め ，不 確 実 さ解 析 を行 っ た 。重 要 度 解 析 に つ
い て は ， 津 波 Ｐ Ｒ Ａ の 評 価 対 象 と な る 高 さ T.P.20m 以 上 の津 波 で は 必 ず 炉
心 損 傷 に至 る こ と か ら ，有 益 な結 果 が得 ら れ な い た め 実 施 し て い な い 。 また ，感 度 解 析 と し て ，津 波 襲 来 前 に地 震 に よ り外 部 電 源 が喪 失 す る と仮 定
し た評 価 を実 施 し た 。
（「 3 . 2 . 2 . 4 事 故 シ ー ケ ン ス ( 6 ) 炉 心 損 傷 頻 度 」）

「ＰＲＡの説明における参照事項（平成 25 年 9 月
Ｐ Ｒ Ａ の 説 明 に お け る 参 照 事 項（ 原 子 力 規 制 庁

原子力規制庁）」への東海第二発電所のＰＲＡの対応状況について平 成 2 5 年 9 月 ）の 記 載 内 容

４．レベル１．５ＰＲＡ
４．１ 内部事象
a. プ ラ ン ト の 構 成 ・特 性
①対 象 プ ラ ン ト に関 す る説 明
● 機 器 ・ 系 統 配 置 ，形 状 ・ 設 備 容 量 ，事 故 へ の 対 処 操 作 ，燃 料 及 び デ ブ
リ の移 動 経 路 など

b. プ ラ ン ト 損 傷 状 態 の分 類 及 び発 生 頻 度① プ ラ ン ト損 傷 状 態 の一 覧
● プ ラ ン ト損 傷 状 態 の考 え方● プ ラ ン ト損 傷 状 態 の一 覧
● レ ベ ル １ の事 故 シ ー ケ ン ス に 対 す る プ ラ ン ト 損 傷 状 態 の分 類 結 果● レ ベ ル １結 果 と の関 係 （レ ベ ル １ の最 終 状 態 と分 類 が異 な る場 合 ）②プラン ト損 傷 状態 ごとの発 生頻度● プラ ン ト損 傷 状 態 ごとの発 生 頻 度

別紙 11−20

c. 格 納 容 器 破 損 モ ー ド①格 納 容 器 破 損 モ ー ド の一 覧 と各 破 損 モ ー ド に関 す る 説 明●格 納 容 器 破 損 モー ド分 類 の考 え方●格 納 容 器 破 損 モー ド の一 覧
●各 破 損 モ ー ド に関 す る説 明

d. 事 故 シ ー ケ ン ス①格 納 容 器 イ ベ ン ト ツ リ ー 構 築 の考 え方 及 び プ ロ セ ス●格 納 容 器 イ ベ ン ト ツ リ ー 構 築 の考 え方●格 納 容器 イベント ツリー 構築 のプロセスの説 明②格 納 容器 イベントツリー● 格 納 容 器 イ ベ ン ト ツ リ ー を 構 築 す る に 当 た っ て 検 討 し た ，重 要 な 物 理
化 学 現 象 ，対 処 設 備 の作 動 ・不 作 動 ，運 転 員 操 作 （ レ ベ ル1 と の整 合性 を含 む ） ， ヘ デ ィ ン グ間 の従 属 性●格 納 容器 イベント ツリー●格 納 容 器 イ ベ ン ト ツ リ ー の最 終 状 態 へ の健 全 な場 合 も含 め た格 納 容
器 破 損 モ ー ド の割 り付 け結 果

東 海 第 二 発 電 所 の対 応 状 況①対 象 プ ラ ン ト の機 器 ・系 統 配 置 ，形 状 ・設 備 容 量 ，事 故 の緩 和 操 作 ，燃 料
及 びデ ブ リ の移 動 経 路 等 を整 理 し た 。
（「 4 . 1 . 1 . 1 プ ラ ン ト の 構 成 ・ 特 性 ( 1 ) 対 象 プ ラ ン ト に 関 す る 説 明 」）

①内 部 事 象 出 力 運 転 時 レ ベ ル １ Ｐ Ｒ Ａ で 得 ら れ た炉 心 損 傷 状 態 に至 る す べ ての事 故 シ ー ケ ン ス に対 し て ，事 故 の進 展 及 び緩 和 操 作 の類 似 性 か ら プ ラ ン
ト損 傷 状 態 （ Ｐ Ｄ Ｓ ） に分 類 し ，一 覧 表 で示 し た 。
（「 4 . 1 . 1 . 2 プ ラ ン ト 損 傷 状 態 の 分 類 及 び 発 生 頻 度 ( 1 ) Ｐ Ｄ Ｓ の 一 覧 」）
② プ ラ ン ト損 傷 状 態 ご と の 発 生 頻 度 を表 に整 理 し た 。
（「 4 . 1 . 1 . 2 プ ラ ン ト 損 傷 状 態 の 分 類 及 び 発 生 頻 度 ( 1 ) Ｐ Ｄ Ｓ 別 の 炉 心 損 傷
頻 度 」）①事 故 の進 展 を考 慮 し て ， 格 納 容 器 の健 全 性 に影 響 を 与 え る負 荷 を分 析 し て
格 納 容 器 破 損 モー ド を分 類 し た 。 ま た ，格 納 容 器 破 損 モ ー ド の一 覧 におい て
各 格 納 容 器 破 損 モー ド の概 要 をま と め た 。
（「 4 . 1 . 1 . 3 格 納 容 器 破 損 モ ー ド ( 1 ) 格 納 容 器 破 損 モ ー ド の 一 覧 と 各 破 損 モ
ー ド に 関 す る 説 明 」）

① イ ベ ン ト ツ リ ー は ，炉 心 損 傷 後 の事 象 進 展 を考 慮 し ， Ｒ Ｐ Ｖ破 損 前 ， Ｒ Ｐ
Ｖ破 損 直 後 及 び事 故 進 展 後 長 期 の各 フ ェ ー ズ に お け る緩 和 設 備 の作 動 状
況 ，発 生 す る可 能 性 の あ る 各 格 納 容 器 破 損 モ ー ド を踏 ま え て展 開 し た 。
（「 4 . 1 . 1 . 4 事 故 シ ー ケ ン ス ( 1 ) 格 納 容 器 イ ベ ン ト ツ リ ー 構 築 の 考 え 方 及 び
プ ロ セ ス 」）
②事 故 進 展 後 の各 フ ェ ー ズ に お け る緩 和 手 段 の作 動 状 況 及 び物 理 化 学 現 象に 基 づ き 設 定 し た ヘ デ ィ ン グ に 対 し て ，ヘ デ ィ ン グ 間 の 従 属 性 を 整 理 し た 。
ま た ，格 納 容 器 イ ベ ン ト ツ リ ー の構 築 に当 た っ て は ， 最 終 状 態 が健 全 な場
合 も含 め て格 納 容 器 破 損 モー ド を割 り付 け た 。
（「 4 . 1 . 1 . 4 事 故 シ ー ケ ン ス ( 2 ) 格 納 容 器 イ ベ ン ト ツ リ ー 」）

「ＰＲＡの説明における参照事項（平成 25 年 9 月
Ｐ Ｒ Ａ の 説 明 に お け る 参 照 事 項（ 原 子 力 規 制 庁

原子力規制庁）」への東海第二発電所のＰＲＡの対応状況について平 成 2 5 年 9 月 ）の 記 載 内 容

e. 事 故 進 展 解 析①解 析 対 象 とし た事 故 シー ケ ン ス と対 象 事 故 シー ケ ン ス の説 明●事 故 シ ー ケ ン ス選 定 の考 え方●事 故 進 展 解 析 の解 析 条 件●解 析 対 象 と し た事 故 シー ケ ン ス一 覧
●対 象 事 故 シ ー ケ ン ス の説 明
●有 効 性 評 価 の対 象 シ ー ケ ン ス と し て選 定 し た場 合 はそ の選 定 理 由②事 故 シーケン ス の解 析 結 果

f. 格 納 容 器 破 損 頻 度①格 納 容 器 破 損 頻 度 の評 価 方 法

別紙 11−21②格 納 容 器 イベン ト ツ リ ー ヘ ディ ン グ の分 岐 確 率●分 岐 確 率 の算 出 方 法●格 納 容 器 イ ベ ン ト ツ リ ー ヘ デ ィ ン グ の分 岐 確 率③格 納 容 器 破 損 頻 度 の評 価 結 果●全 格 納 容 器 破 損 頻 度 及 び主 要 事 故 シーケン ス と分 析
●起 因 事 象 別 格 納 容 器 破 損 頻 度 及 び主 要 事 故 シ ー ケ ン ス と分 析
●破 損 モ ー ド別 格 納 容 器 破 損 頻 度 及 び主 要 事 故 シ ー ケ ン ス と分 析

g. 不 確 実 さ解 析 及 び感 度 解 析①不 確 実解 析結 果

②感 度 解析 結果

東 海 第 二 発 電 所 の対 応 状 況①事 故 進 展 解 析 の対 象 と し た事 故 シ ー ケ ン ス は ，故 進 展 の類 似 性 ，緩 和 設 備の 機 能 喪 失 状 態 の 類 似 性 を 考 慮 し て 選 定 し た 。選 定 し た 事 故 シ ー ケ ン ス は ，選 定 理 由 と と も に一 覧 表 に 整 理 し た 。 ま た ， 事 故 進 展 解 析 の主 要 な解 析 条
件 を一 覧 表 に ま と め た 。
（「 4 . 1 . 1 . 5 事 故 進 展 解 析 ( 1 ) 解 析 対 象 と し た 事 故 シ ー ケ ン ス と 対 象 事 故 シ
ー ケ ン ス の 説 明 」）
②選 定 し た各 事 故 シ ー ケ ン ス に つ い て プ ラ ン ト の熱 水 力 挙 動 を解 析 し た結 果
及 び原 子 炉 圧 力 容 器 内 及 び各 事 故 シ ー ケ ン ス の解 析 結 果 に お け る特 徴 的 な事 故 進 展 を記 載 し た 。
（「 4 . 1 . 1 . 5 事 故 進 展 解 析 ( 2 ) 事 故 シ ー ケ ン ス の 解 析 結 果 」）

①格 納 容 器 破 損 頻 度 の定 量 化 で は ，内 部 事 象 出 力 運 転 時 レ ベ ル １ Ｐ Ｒ Ａ の 評
価 に用 い て い る 計 算 コ ー ド と 同 じ Safety Watcher を 使 用 し ， 格 納 容 器 イ ベ
ン ト ツ リ ー の ヘ デ ィ ン グ に 対 す る分 岐 確 率 を入 力 条 件 と し て ， Ｐ Ｄ Ｓ ご との 条 件 付 き 格 納 容 器 破 損 確 率 （ Ｃ Ｃ Ｆ Ｐ ）及 び 格 納 容 器 破 損 頻 度 （ Ｃ Ｆ Ｆ ）を算 出 した。
（「 4 . 1 . 1 . 6 格 納 容 器 破 損 頻 度 ( 1 ) 格 納 容 器 破 損 頻 度 の 評 価 方 法 」）
②格 納 容 器 イ ベ ン ト ツ リ ー の ヘ デ ィ ン グ の分 岐 確 率 は，緩 和 操 作 と物 理 化 学
現 象 に分 類 し ， そ の分 岐 確 率 の算 出 方 法 を整 理 し た 。
（「 4 . 1 . 1 . 6 格 納 容 器 破 損 頻 度 ( 2 ) 格 納 容 器 イ ベ ン ト リ ツ リ ー ヘ デ ィ ン グ の分 岐 確 率 」）
③全 格 納 容 器 破 損 頻 度 及 び主 要 事 故 シーケ ン ス と分 析 ， Ｐ Ｄ Ｓ別 格 納 容 器 破
損 頻 度 ，破 損 モ ー ド別 格 納 容 器 破 損 頻 度 の分 析 結 果 を整 理 し た 。
（「 4 . 1 . 1 . 6 格 納 容 器 破 損 頻 度 ( 3 ) 格 納 容 器 破 損 頻 度 の 評 価 結 果 」）

①格 納 容 器 破 損 頻 度 の不 確 実 さ の幅 を評 価 す る た め ， 不 確 実 さ解 析 を実 施 した 。そ の 結 果 ，格 納 容 器 破 損 モ ー ド 別 の 点 推 定 値 は 不 確 実 さ 分 布 内 に あ り ，
点 推 定 値 と不 確 実 さ解 析 結 果 の傾 向 に大 き な差 が な い こ と を確 認 し た 。
（「 4 . 1 . 1 . 7 不 確 実 さ 解 析 及 び 感 度 解 析 ( 1 ) 不 確 実 解 析 」）
② Ｍ ａ ｒ ｋ − Ⅱ型 格 納 容 器 の特 徴 を把 握 す る た め の 感 度 解 析 を実 施 し ， そ の
結果 をとりまとめた。
（「 4 . 1 . 1 . 7 不 確 実 さ 解 析 及 び 感 度 解 析 ( 2 ) 感 度 解 析 」）

「ＰＲＡの説明における参照事項（平成 25 年 9 月
Ｐ Ｒ Ａ の 説 明 に お け る 参 照 事 項（ 原 子 力 規 制 庁

原子力規制庁）」への東海第二発電所のＰＲＡの対応状況について平 成 2 5 年 9 月 ）の 記 載 内 容４ ． ２ 外 部 事 象 （地 震 ）a. プ ラ ン ト の 構 成 ・特 性
①対 象 プ ラ ン ト に関 す る説 明
● 機 器 ・ 系 統 配 置 ，形 状 ・ 設 備 容 量 ，事 故 へ の 対 処 操 作 ，燃 料 及 び デ ブ
リ の移 動 経 路 など
● ウ ォ ー ク ダ ウ ン実 施 の有 無 と ウ ォ ー ク ダ ウ ン の結 果
②地 震 に よ り格 納 容 器 破 損 に至 る事 故 シ ナ リ オ● 格 納 容 器 損 傷 及 び そ の 波 及 的 影 響 の シ ナ リ オ の 分 析 ・選 定 と ス ク リ ー
ニングの説 明●事 故 シナリオ と起 因 事 象 の分 析 結 果●建 物 ・機 器 リ ス ト の作 成 結 果

別紙 11−22

b. 地 震 ハ ザ ー ド①地 震 ハ ザ ー ド評 価 の方 法
● 新 規 制 基 準 （ 地 震 ，津 波 ） に て 策 定 さ れ た 基 準 地 震 動 の 超 過 確 率 の 算
出 に用 い た地 震 ハ ザ ー ド評 価 に用 い た手 法②地 震 ハ ザ ー ド評 価 に当 たっ て の主 要 な仮 定
● 震 源 モ デ ル ，地 震 動 伝 播 モ デ ル の 設 定 と 各 モ デ ル の 設 定 根 拠 及 び 不 確
実 さ要 因 の分 析 結 果 の説 明
●不 確 実 さ要 因 の分 析 結 果 に基 づ い て作 成 し た ロ ジ ッ ク ツ リ ー の明 示と ロ ジ ッ ク ツ リ ー の 各 分 岐 に お い て 設 定 し た重 み の根 拠 の説 明
③地 震 ハザード評 価 結 果● 作 成 し た ロ ジ ッ ク ツ リ ー を 用 い た 地 震 ハ ザ ー ド 曲 線 群 の 算 出 と ，地 震
ハ ザ ー ド曲 線 群 か ら求 め た 信 頼 度 別 ハ ザ ー ド曲 線 や平 均 ハザ ー ド曲
線 の説 明●地 震 ハ ザ ー ド評 価 結 果 に基 づ く フ ラ ジ リ テ ィ評 価 用 地 震 動 の作 成 方
法 の説 明東 海 第 二 発 電 所 の対 応 状 況
地 震 レ ベ ル １ ． ５ Ｐ Ｒ Ａ に つ い て は学 会 標 準 に一 部 手 順 が示 さ れ て い る のみ で あ り ，標 準 的 な Ｐ Ｒ Ａ 手 法 が確 立 さ れ て い な い こ と か ら ，実 施 し て い
な い 。 な お ，格 納 容 器 や原 子 炉 建 屋 等 が地 震 動 に よ っ て直 接 損 傷 す る格 納
容 器 破 損 モー ド が考 え ら れ る が ， そ れ以 外 の事 故 シ ー ケ ン ス に つ い て は ，
内 部 事 象 と同 様 の格 納 容 器 破 損 モ ー ド が考 え ら れ る 。

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「ＰＲＡの説明における参照事項（平成 25 年 9 月
Ｐ Ｒ Ａ の 説 明 に お け る 参 照 事 項（ 原 子 力 規 制 庁

原子力規制庁）」への東海第二発電所のＰＲＡの対応状況について平 成 2 5 年 9 月 ）の 記 載 内 容

別紙 11−23c. 建 屋 ・機 器 の フ ラ ジ リ テ ィ①評 価 対 象 と損 傷 モ ー ド の 設 定②フラジ リティ の評 価 方 法の選 択③ フ ラ ジ リ テ ィ評 価 上 の主 要 な仮 定 （不 確 実 さ の設 定 ，応 答 係 数 等 ）④フラジ リティ評 価 における耐 力 情報
●評 価 部 位 ，損 傷 モ ー ド及 び そ の耐 力 値 と確 率 分 布●評 価 部 位 の材 料 と温 度 【構 造 損 傷 の場 合 】●機 能 限 界 値 の諸 元 【機 能 損 傷 の場 合 】⑤フラジ リティ評 価 における応 答 情報
●評 価 部 位 ，損 傷 モ ー ド及 び そ の応 答 値 と確 率 分 布●基 準 地 震 動 に よ る地 震 力 で発 生 す る評 価 部 位 の応 答 と そ の他 の荷 重
条 件 に よ る評 価 部 位 の応 答 の内 訳 【構 造 損 傷 の場 合 】●基 準 地 震 動 に よ る地 震 力 で発 生 す る評 価 部 位 の応 答 【機 能 損 傷 の場
合】
●基 準 地 震 動 に よ る地 震 力 で発 生 す る評 価 部 位 の応 答 【機 能 損 傷 の場
合】
⑥建 物 ・機 器 の フ ラ ジ リ テ ィ評 価 結 果
d. プ ラ ン ト 損 傷 状 態 の分 類 及 び発 生 頻 度① プ ラ ン ト損 傷 状 態 の一 覧
● プ ラ ン ト損 傷 状 態 の考 え方● プ ラ ン ト損 傷 状 態 の一 覧
● レ ベ ル １ の事 故 シ ー ケ ン ス に 対 す る プ ラ ン ト 損 傷 状 態 の分 類 結 果● レ ベ ル １結 果 と の関 係 （レ ベ ル １ の最 終 状 態 と分 類 が異 な る場 合 ）②プラン ト損 傷 状態 ごとの発 生頻度

e.格 納 容 器 破 損 モ ー ド①格 納 容 器 破 損 モ ー ド の一 覧 と各 破 損 モ ー ド に関 す る 説 明●格 納 容 器 破 損 モー ド分 類 の考 え方●格 納 容 器 破 損 モー ド の一 覧
●各 破 損 モ ー ド に関 す る説 明

東 海 第 二 発 電 所 の対 応 状 況

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「ＰＲＡの説明における参照事項（平成 25 年 9 月
Ｐ Ｒ Ａ の 説 明 に お け る 参 照 事 項（ 原 子 力 規 制 庁

原子力規制庁）」への東海第二発電所のＰＲＡの対応状況について平 成 2 5 年 9 月 ）の 記 載 内 容

f. 事 故 シ ー ケ ン ス①格 納 容 器 イ ベ ン ト ツ リ ー 構 築 の考 え方 及 び プ ロ セ ス●格 納 容 器 イ ベ ン ト ツ リ ー 構 築 の考 え方●格 納 容器 イベント ツリー 構築 のプロセスの説 明②格 納 容器 イベントツリー● 格 納 容 器 イ ベ ン ト ツ リ ー を 構 築 す る に 当 た っ て 検 討 し た ，重 要 な 物 理
化 学 現 象 ，対 処 設 備 の作 動 ・不 作 動 （ レ ベ ル １ と の整 合 性 を含 む ） ，
運 転 員 操 作 ，ヘ デ ィ ン グ間 の従 属 性●格 納 容器 イベント ツリー●格 納 容 器 イ ベ ン ト ツ リ ー の最 終 状 態 へ の健 全 な場 合 も含 め た格 納 容
器 破 損 モ ー ド の割 り付 け

別紙 11−24

g. 事 故 進 展 解 析①解 析 対 象 とし た事 故 シー ケ ン ス と対 象 事 故 シー ケ ン ス の説 明●事 故 シ ー ケ ン ス選 定 の考 え方●選 定 し た事 故 シ ー ケ ン ス と説 明
●事 故 進 展 解 析 の解 析 条 件●有 効 性 評 価 の対 象 シ ー ケ ン ス と し て選 定 し た場 合 はそ の選 定 理 由②事 故 シーケン ス の解 析 結 果

h. 格 納 容 器 破 損 頻 度①格 納 容 器 破 損 頻 度 の評 価 方 法②格 納 容 器 イベン ト ツ リ ー ヘ ディ ン グ の分 岐 確 率●分 岐 確 率 の算 出 方 法●使 用 し た分 岐 確 率③格 納 容 器 破 損 頻 度 の評 価 結 果●全 格 納 容 器 破 損 頻 度 及 び主 要 事 故 シーケン ス と分 析
●起 因 事 象 別 格 納 容 器 破 損 頻 度 及 び主 要 事 故 シ ー ケ ン ス と分 析
●破 損 モ ー ド別 格 納 容 器 破 損 頻 度 及 び主 要 事 故 シ ー ケ ン ス と分 析

i. 不 確 実 さ解 析 及 び感 度 解 析①不 確 実解 析結 果
②感 度 解析 結果

東 海 第 二 発 電 所 の対 応 状 況

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−

「ＰＲＡの説明における参照事項（平成 25 年 9 月
Ｐ Ｒ Ａ の 説 明 に お け る 参 照 事 項（ 原 子 力 規 制 庁

原子力規制庁）」への東海第二発電所のＰＲＡの対応状況について平 成 2 5 年 9 月 ）の 記 載 内 容

５．そ の他
a. 専 門 家 判 断①専 門 家 判 断 を用 い た事 項 と専 門 家 判 断 の結 果
②専 門 家 判 断 の導 出 の プ ロ セ ス

b. ピ ア レ ビ ュ ー①ピアレ ビュー チ ーム及 びメ ンバ ー構 成
●海 外 の専 門 家 も含 め た メ ン バ ー で あ る こ と②ピアレ ビュー の手 順

別紙 11−25③ピアレ ビュー の結 果

④ ピ ア レ ビ ュ ー結 果 の Ｐ Ｒ Ａ へ の反 映 状 況c. 品 質 保 証① Ｐ Ｒ Ａ を実 施 する に当 た っ て行 っ た品 質 保 証 活 動● Ｐ Ｒ Ａ の実 施 体 制●更 新 ，記 録 管 理 体 制

東 海 第 二 発 電 所 の対 応 状 況①評 価 上 の仮 定 及 び計 算 が 適 切 か ど う か を判 断 す る場 合 ，専 門 家 判 断 を実 施した。
②関 連 す る分 野 に深 い知 識 や経 験 を有 す る も の を選 任 し ，専 門 家 判 断 を実 施した。

① レ ビ ュ ー ア の選 定 に当 た っ て は ，専 門 性 ，経 験 ，独 立 性 及 び公 正 性 の 4 つの要 素 を考 慮 し て選 定 し て い る 。
・今 回 実 施 し た レ ビ ュ ー実 施 方 法 を含 め ， Ｐ Ｒ Ａ全 般 を俯 瞰 し た視 点 から改 善 事 項 を抽 出 す る観 点 で Ｐ Ｒ Ａ の経 験 豊 富 な海 外 レ ビ ュ ー ア を招
聘 し ，米 国 で の Ｐ Ｒ Ａ実 施 状 況 と の比 較 に基 づ く助 言 を得 る こ と と した。
② オ ン サ イ ト レ ビ ュ ー を 効 率 的 ・効 果 的 に実 施 す る た め に ，各 レ ビ ュ ー ア に事 前 に Ｐ Ｒ Ａ の概 要 資 料 を提 出 し ，全 体 の内 容 把 握 及 び オ ン サ イ ト レ ビ ュー に お い て重 点 的 に内 容 を 確 認 す る項 目 の抽 出 ・整 理 す る期 間 を設 け た 。
オ ン サ イ ト レ ビ ュ ー に際 し て は ，適 宜 Ｐ Ｒ Ａ実 施 者 と 質 疑 応 答 を行 い ，具体 的 な内 容 ・課 題 を共 有 し な が ら進 め た 。
③学 会 標 準 へ の不 適 合 や評 価 手 法 に問 題 が あ る と さ れ る 「指 摘 事 項 」 は 0 件
で あ り ，今 回 実 施 し た Ｐ Ｒ Ａ の評 価 結 果 に影 響 を及 ぼ す よ う な技 術 的 な問
題 点 がないこと が確 認 された 。
④ Ｐ Ｒ Ａ の 更 な る 品 質 向 上 に 資 す る と 考 え ら れ る「 推 奨 事 項 」と し て 1 2 件 のコ メ ン ト を受 理 し て お り ， 評 価 手 法 の見 直 し等 を含 め て今 後 の対 応 を検 討する。

①品 質 保 証 活 動 に基 づ く社 内 基 準 に従 っ て Ｐ Ｒ Ａ を実 施 した 。
・ Ｐ Ｒ Ａ の実 施 に当 た っ て は ，必 要 な力 量 を有 す る者 を選 定 し ，品 質 保
証 上 必 要 と な る体 制 を整 備 し た上 で実 施 し た 。
・文 書 化 ，記 録 等 の管 理 体 制 及 び管 理 方 法 は社 内 基 準 に従 っ て適 切 に実施 した。

別紙 12
東海第二発電所

ＰＲＡピアレビュー実施結果及び今後の対応方針
について

1.

目

的

事故シーケンスグループ及び格納容器破損モードの選定にあたり実施したＰＲＡの妥当性確認及び品質向上を目的として，国内外のＰＲＡ専門家によるピアレビューを実施した。また，レビューにおいて指摘されたコメントについては，今後の対応方針を検討した。
2.

ピアレビューの実施内容

2.1

内部事象ＰＲＡ
今 回 実 施 し た 以 下 に 示 す 各 Ｐ Ｒ Ａ を 対 象 に ，日 本 原 子 力 学 会 標 準と の 整 合 性 ，及 び 国 内 外 の 知 見 を 踏 ま え た Ｐ Ｒ Ａ 手 法 の 妥 当 性 に つ
い て 確 認 を 行 っ た 。な お ，本 ピ ア レ ビ ュ ー で は「 Ｐ Ｓ Ａ ピ ア レ ビ ュー ガ イ ド ラ イ ン （ 平 成 21 年 6 月 一 般 社 団 法 人 日 本 原 子 力 技 術 協会 ）」 及 び 「 原 子 力 発 電 所 の 確 率 論 的 リ ス ク 評 価 の 品 質 確 保 に 関 す
る 実 施 基 準 :2013（ 2014 年 5 月

一般社団法人日 本 原 子 力 学 会 ）」（ 以 下 「 ガ イ ド ラ イ ン 等 」 と い う 。） を 参 考 に レ ビ ュ ー を 行 っ た 。
(1)

レビュー対象としたＰＲＡ

・内部事象出力運転時レベル１ＰＲＡ・内部事象停止時レベル１ＰＲＡ・内部事象出力運転時レベル１．５ＰＲＡ
な お ，地 震 レ ベ ル １ Ｐ Ｒ Ａ 及 び 津 波 レ ベ ル １ Ｐ Ｒ Ａ に つ い て は ，実 施 時 期 が 異 な る た め ， 2.2 章 に 記 載 す る 。
(2)

レビュー体制レビューアの選定にあたっては，ガイドライン等に従い，専門
別紙 12−1

性，経験，独立性及び公正性の 4 つの要素を考慮して以下のとおり選定した。なお，レビューの実施にあたっては，多面的な視点で評価するため，各ＰＲＡはレビューチームのうち複数のメンバー（主担当，副担当）がレビューを行うこととした。また，今回実施したレビュー実施方法を含めＰＲＡ全般を俯瞰した視点から改善事項を抽出する観点でＰＲＡの経験豊富な海外レビューアを招聘し，欧米でのＰＲＡ実施状況との比較に基づく助言を得ることとした。レビュー体制のイメージを図 1 に示す。
●国内レビューア：7 名●海外レビューア：1 名

ピアレビュー統括リーダー
海外レビューア

出力運転時
レベル１
ＰＲＡ

停止時
レベル１
ＰＲＡ

出力運転時
レベル１．５
ＰＲＡ

Ａ

Ｂ

Ｃ

Ｂ

Ｄ

Ｅ

Ｅ

図 1

Ｆ

Ａ

：主担当
Ｆ

レビュー体制のイメージ
別紙 12−2

：副担当

(3)

国内レビューアのレビュー方法及び内容
ａ ． 事 前 準 備 （ 情 報 収 集 及 び 分 析 ）： 約 1 週 間
オンサイトレビューを効率的かつ効果的に実施するために，事前に当社から国内レビューアへＰＲＡの概要資料を提示し，国内レビューアが全体の内容を把握するとともに，オンサイト
レビューにおいて重点的に内容を確認する項目を抽出・整理す
る期間を設けた。
ｂ．オンサイトレビュー：約 1 週間
国内レビューアは，各ＰＲＡの実施内容について文書化された資料を基に，学会標準への適合性確認を主眼としてレビューを実施した。レビューを円滑に進めるため，ＰＲＡ実施者（当社社員，当社協力会社社員）と質疑応答の場を設け，事実関係を確認するとともに，国内レビューアとの質疑応答の内容については適宜文書化しながら進めた。
ｃ．ピアレビュー結果報告書の作成：約 1 か月
国内レビューアは，オンサイトレビューにて抽出したコメン
トを以下の項目ごとに整理し，ピアレビューの実施結果を報告書として取りまとめた。
・指摘事項
Ｐ Ｒ Ａ が 学 会 標 準 に 技 術 的 に 適 合 し な い も の ，又 は 評 価 結 果に影響を及ぼすような技術的な問題があるもの
・推奨事項
学 会 標 準 に は 適 合 し て い る も の の ，よ り 品 質 の 高 い Ｐ Ｒ Ａ の実施のために反映が推奨されるもの

別紙 12−3

・文書化における指摘事項
学会標準への適合性を示すための文書化が不足しているもの・文書化における改善提案
学会標準への適合性を示すための文書化はされているものの，ＰＲＡの説明性向上の観点から改善が望ましいもの・良好事例
良好的な事例で，今後も継続した実施が望まれるもの
2.2

外部事象ＰＲＡ
今 回 実 施 し た 以 下 に 示 す 各 Ｐ Ｒ Ａ を 対 象 に ，日 本 原 子 力 学 会 標 準と の 整 合 性 ，及 び 国 内 外 の 知 見 を 踏 ま え た Ｐ Ｒ Ａ 手 法 の 妥 当 性 に つ
い て 確 認 を 行 っ た 。な お ，本 ピ ア レ ビ ュ ー で は「 Ｐ Ｓ Ａ ピ ア レ ビ ュー ガ イ ド ラ イ ン （ 平 成 21 年 6 月 一 般 社 団 法 人 日 本 原 子 力 技 術 協会 ）」 及 び 「 原 子 力 発 電 所 の 確 率 論 的 リ ス ク 評 価 の 品 質 確 保 に 関 す
る 実 施 基 準 :2013（ 2014 年 5 月

一般社団法人日 本 原 子 力 学 会 ）」（ 以 下 「 ガ イ ド ラ イ ン 等 」 と い う 。） を 参 考 に レ ビ ュ ー を 行 っ た 。
(1)

レビュー対象としたＰＲＡ

・地震レベル１ＰＲＡ・津波レベル１ＰＲＡ(2)

レビュー体制レビューアの選定にあたっては，ガイドライン等に従い，専門
性，経験，独立性及び公正性の 4 つの要素を考慮して以下のとおり選定した。なお，レビューの実施にあたっては，多面的な視点で評価するため，各ＰＲＡはレビューチームのうち複数のメンバー（主担当，副担当）がレビューを行うこととした。また，今回別紙 12−4

実施したレビュー実施方法を含めＰＲＡ全般を俯瞰した視点から改善事項を抽出する観点でＰＲＡの経験豊富な海外レビューアを招聘し，欧米でのＰＲＡ実施状況との比較に基づく助言を得ることとした。レビュー体制のイメージを図 2 に示す。
●国内レビューア：5 名●海外レビューア：1 名

ピアレビュー統括リーダー
海外レビューア

地震
レベル１
ＰＲＡ

津波
レベル１
ＰＲＡ

Ａ

Ｂ

Ｃ

Ｄ

図 2
(3)

：主担当
：副担当

レビュー体制のイメージ

国内レビューアのレビュー方法及び内容
ａ ． 事 前 準 備 （ 情 報 収 集 及 び 分 析 ）： 約 2 週 間
オンサイトレビューを効率的かつ効果的に実施するために，事前に当社から国内レビューアへＰＲＡの概要資料を提示し，国内レビューアが全体の内容を把握するとともに，オンサイト
レビューにおいて重点的に内容を確認する項目を抽出・整理す
別紙 12−5

る期間を設けた。
ｂ．オンサイトレビュー：約 1 週間
国内レビューアは，各ＰＲＡの実施内容について文書化された資料を基に，学会標準への適合性確認を主眼としてレビューを実施した。レビューを円滑に進めるため，ＰＲＡ実施者（当社社員，当社協力会社社員）と質疑応答の場を設け，事実関係を確認するとともに，国内レビューアとの質疑応答の内容については適宜文書化しながら進めた。
ｃ．ピアレビュー結果報告書の作成：約 1 か月
国内レビューアは，オンサイトレビューにて抽出したコメン
トを以下の項目ごとに整理し，ピアレビューの実施結果を報告書として取りまとめた。
・指摘事項
Ｐ Ｒ Ａ が 学 会 標 準 に 技 術 的 に 適 合 し な い も の ，又 は 評 価 結 果に影響を及ぼすような技術的な問題があるもの
・推奨事項
学 会 標 準 に は 適 合 し て い る も の の ，よ り 品 質 の 高 い Ｐ Ｒ Ａ の実施のために反映が推奨されるもの
・文書化における指摘事項
学会標準への適合性を示すための文書化が不足しているもの・文書化における改善提案
学会標準への適合性を示すための文書化はされているものの，ＰＲＡの説明性向上の観点から改善が望ましいもの別紙 12−6

・良好事例
良好的な事例で，今後も継続した実施が望まれるもの3.

レビュー結果の概要及び今後の対応方針(1)

国内レビューアからのコメント
国内レビューアによる東海第二発電所のＰＲＡに対するコメン
ト件数を表 1 に，コメントの分類ごとの割合を図 3 に示す。
レビューの結果，指摘事項は 0 件であり，今回実施したＰＲＡが学会標準に技術的に適合していること，及び評価結果に影響を及ぼすような技術的な問題点はないことが確認された。
ま た ， 推 奨 事 項 は 12 件 ， 文 書 化 に お け る 指 摘 事 項 は 10 件 ， 文
書 化 に お け る 改 善 提 案 は 97 件 ， 良 好 事 例 は 32 件 で あ っ た 。
国内レビューアによるレビュー結果の概要及び今後の対応方針
について以下にまとめる。

表 1

国内レビューアによるコメント件数

出力運転時
レベル１
ＰＲＡ

停止時
出力運転時
津波
地震
レベル１ レベル１．５ レベル１ レベル１
ＰＲＡ
ＰＲＡ
ＰＲＡ
ＰＲＡ

合計

指摘事項

0

0

0

0

0

0

推奨事項

7

3

0

1

1

12

指摘事項

1

7

0

2

0

10

改善提案

34

22

15

19

7

97

良好事例

14

7

5

5

1

32

合計

56

39

20

27

9

151

文書化

別紙 12−7

推奨事項
12件
(8%)

指摘事項
0件
(0%)

良好事例
32件
(21%)

図 3

文書化における指摘事項／
改善提案
107件
(71%)

全コメントに対する各コメントの割合

ａ．指摘事項
今回のピアレビューでは指摘事項は 0 件であり，学会標準に適合したＰＲＡであること，及び評価結果に影響を及ぼすような技術的な問題がないことが確認された。
ｂ．推奨事項
今 回 の ピ ア レ ビ ュ ー で は 12 件 の 推 奨 事 項 が 挙 げ ら れ た 。推 奨
事 項 の 内 容 を 表 2 に 示 す 。こ れ ら の 推 奨 事 項 に つ い て は ，今 後 ，
評価手法改善に向けた調査・検討を実施していく。
ｃ．文書化における指摘事項及び改善提案
今 回 の ピ ア レ ビ ュ ー で は 10 件 の 指 摘 事 項 ，97 件 の 改 善 提 案 が
別紙 12−8

挙げられており，モデル化された内容が詳細に文書化されていない事例が多く挙げられた。文書化については，実施したＰＲ
Ａモデルの内容を説明するうえで重要な要素であることから，
今後文書化の際に改善を図っていく。文書化に関するコメントの一例を以下に示す。
＜文書化における指摘事項＞
・緩 和 操 作 と 緩 和 設 備 と の 従 属 性 に つ い て 追 記 す る 必 要 が あ る 。
（停止時レベル１ＰＲＡ）＜文書化における改善提案＞
・格 納 容 器 破 損 モ ー ド の 設 定 に お け る ，Ｉ Ｓ Ｌ Ｏ Ｃ Ａ の 発 生 箇
所 及 び 破 損 規 模 の 分 析 に つ い て は ，出 力 運 転 時 レ ベ ル １ Ｐ Ｒ
Ａ 説 明 資 料 に て 分 析 さ れ て い る た め ，該 当 箇 所 を 参 照 し て お
く こ と が 望 ま し い 。（ 出 力 運 転 時 レ ベ ル １ ． ５ Ｐ Ｒ Ａ ）ｄ．良好事例
今 回 の ピ ア レ ビ ュ ー で は 32 件 の 良 好 事 例 が 挙 げ ら れ た 。今 回良好事例として挙げられた項目については，今後も引き続き継続実施していくとともに，更なる品質向上に努めていく。良好事例の一例を以下に示す。
＜良好事例＞
・フォールトツリー集に，システムごとのフォールトツリーの作成内容が詳細かつ明確にまとめられている。
（出力運転時レ
ベル１ＰＲＡ）
・他 の 研 究 機 関 に お い て Ｂ Ｗ Ｒ ５ Ｍ ａ ｒ ｋ − Ⅱ 型 格 納 容 器 プ ラントを対象に実施された評価例も調査し，感度解析を実施して い る 。（ 出 力 運 転 時 レ ベ ル １ ． ５ Ｐ Ｒ Ａ ）別紙 12−9(2)海外レビューアからのコメント
今 回 の ピ ア レ ビ ュ ー で は ，海 外 レ ビ ュ ー ア か ら 21 件 の コ メ ン トが挙げられた。海外レビューアからのコメントを表 3 に示す。今回実施したＰＲＡは学会標準に適合した手法を用いて評価を実施
しているが，海外レビューアからのコメントを踏まえ，今後，より品質の高いＰＲＡの実施に向けて反映を検討していく。

4.

ま と め
東海第二発電所のＰＲＡを対象としたピアレビューの結果，国内
レビューアからの指摘事項は無く，ＰＲＡが学会標準に技術的に適合していること，及び評価結果に影響を及ぼすような技術的な問題点はないことが確認された。しかしながら，より品質の高いＰＲＡの実施に有益なものとして推奨事項，文書化における指摘事項及び改善提案が多く挙げられた。また，海外レビューアからも，海外の事例との相違点を踏まえたコメントが得られた。これらのコメントについては，今後，より品質の高いＰＲＡの実施に向けて反映を検討していく。

別紙 12−10

表2
分類

項目

国内レビューアからのコメント内容及びそのコメントへの対応方針（1／4）

番号

コメント内容対応方針

今回のＰＲＡは設計基準ベースの評価であるた

成功基準の設定

別紙 12−11

出力運転時レベル１

1

め，許認可解析コードを用いている。しかし，今今回のＰＲＡは設計基準事故対処設備のみに期

後アクシデントマネジメント策等を考慮した評価

待 し た 評 価 で あ る が ，今 後 実 施 す る 安 全 性 向 上 評 価を行う場合には，リアリスティックな解析結果で

は ，重 大 事 故 等 対 処 設 備 等 の ア ク シ デ ン ト マ ネ ジ メ

は成功基準を満足する条件に対しても，保守的なン ト 策 に 期 待 し た 評 価 で あ る こ と か ら ，現 実 的 な 成

許認可解析コードを用いた場合には成功基準を満

功 基 準 を 設 定 す る た め ，必 要 に 応 じ て 詳 細 解 析 コ ー

足 し な い 結 果 を 与 え る お そ れ が あ る 。し た が っ て ， ド に よ る 成 功 基 準 解 析 の 実 施 を 検 討 す る こ と と すリアリスティックな解析結果を与える詳細解析コる。

ードを評価に用いることを推奨する。
今 回 の Ｐ Ｒ Ａ で は ，同 型 プ ラ ン ト の 成 功 基 準 と の比 較 は 実 施 し て い た が ，文 書 化 を 実 施 し て い な か っ
公表されている同型プラントのＰＲＡ（ＰＳＲ

2等）により，成功基準の妥当性を確認することが
望ましい。

た。
ま た ，左 記 の コ メ ン ト と 合 わ せ て ，成 功 基 準 の 妥
当性確認に関する文書化における改善提案が出されている。
こ の た め ，今 後 ，同 型 プ ラ ン ト と の 比 較 に つ い て
適切に文書化していくこととする。

表2
分類

項目

番号

国内レビューアからのコメント内容及びそのコメントへの対応方針（2／4）
コメント内容対応方針

人的過誤確率について，ＨＲＡツリーの各分岐で中央値とＥＦから平均値を算出し，それぞれの平均値を用いて人的過誤確率の平均値を評価し，

3,4

ＥＦをＴＨＥＲＰの基準により設定しているが，不確実さの伝播を適切に評価するために，モンテカ ル ロ 計 算 や NUREG/CR-12 78 の App endix-A に 記 載

後 の 評 価 で は ，人 的 過 誤 の 不 確 実 さ の 伝 播 を よ り 適
切に評価するため，ＴＨＥＲＰ以外の手法も含め，人的過誤確率の評価方法について検討していくこととする。

（起因事象発生前，起因事象発生後）

人間信頼性解析

別紙 12−12出力運転時レベル１

されている近似計算を実施することを推奨する。

Appe ndi x -A の 手 法 を ベ ー ス ケ ー ス に 適 用 し た 。今

十 分 な 余 裕 時 間 は な い と し て ，過 誤 回 復 の 従 属 性
を中従属とした場合，人的過誤確率の平均値は約2.8 倍 と な り ， Ｉ Ｓ Ｌ Ｏ Ｃ Ａ の 起 因 事 象 発 生 頻 度 が
今回のＰＲＡでは，「ＩＳＬＯＣＡ起因事象発生
頻度評価用の弁の開け忘れ／閉め忘れ」の人的過

5

約 2. 3 倍 と な る が ，Ｉ Ｓ Ｌ Ｏ Ｃ Ａ の ド ミ ナ ン ト カ ッ
トセットは変わらないことを確認した。

誤確率において，当直長等による過誤回復につい

ま た ，App e nd ix- A の 手 法 を 用 い て 過 誤 回 復 の 従 属ては，事象発生前の操作であり十分な時間余裕が性を低従属及び中従属とした場合の計算を行った。

あるため，従属性を低従属として評価している。

そ の 結 果 ，人 的 過 誤 確 率 の 平 均 値 は 約 2.8 倍 と な り ，

この人的過誤があった場合，一連の作業の流れ

Ｉ Ｓ Ｌ Ｏ Ｃ Ａ の 起 因 事 象 発 生 頻 度 が 約 2.4 倍 と な るで起因事象が発生し，十分な時間余裕はないと思が ，Ｉ Ｓ Ｌ Ｏ Ｃ Ａ の ド ミ ナ ン ト カ ッ ト セ ッ ト は 変 わ

われるため，当直長等の過誤回復の取り方についらないことを確認した。

て再検討することを推奨する。

今 回 の Ｐ Ｒ Ａ の 目 的 か ら ，ベ ー ス ケ ー ス を 変 更 する 必 要 は な い と 判 断 し た が ，今 後 の 評 価 で は ，当 直長による過誤回復の取り方の見直しについて検討することとする。

表2
分類

項目

国内レビューアからのコメント内容及びそのコメントへの対応方針（3／4）

番号

コメント内容対応方針
立 し た 系 統 に よ る 海 水 直 接 冷 却 型 で あ る た め ，類 似
プ ラ ン ト の 系 統 構 成 と 異 な る こ と か ら ，類 似 プ ラ ン

6

類似プラントの評価結果との比較については，

トの評価結果との比較による妥当性確認ではなく，公開資料から可能な範囲で何らかの比較を行うこ

事故シーケンスのカットセットの分析等により妥とにより，計算結果の妥当性を確認することを推当性を確認している。

奨する。

系統構成の相違による評価結果への影響について 評 価 ・ 分 析 す る こ と は ，プ ラ ン ト の 特 徴 を 把 握 す
る う え で 有 益 で あ る た め ，今 後 の 評 価 で は ，類 似 プ
ラントの評価結果との比較を実施することとする。

感度解析

別紙 12−13

出力運転時レベル１

事故シーケンスの定量化

東 海 第 二 発 電 所 は ，補 機 冷 却 系 の 系 統 構 成 が ，独

今 回 の Ｐ Ｒ Ａ で は ，ベ イ ズ 更 新 処 理 に よ る 感 度 解
ベイズ更新処理において，更新のためのエビデ

7ンス（東海第二実績データ）は事前分布（一般故障率算出のための実績データ）と重複しない実績
データを使用することを推奨する。

析 を 目 的 と し て い る こ と か ら ，事 前 分 布 は 一 般 デ ー
タと見なして簡易的に評価している。
今 後 の 評 価 で は ，ベ ー ス ケ ー ス に お い て 個 別 プ ラ
ン ト デ ー タ を 用 い る 場 合 ，事 前 分 布 と の 重 複 に 留 意

事故シー
ケンスの
定量化

停止時レベル１

人間信頼性解析

し，ベイズ更新処理を実施することとする。

8,9（ 出 力 運 転 時 レ ベ ル １ の 番 号 3,4 と 同 様 の 内 容 ）10（出力運転時レベル１の番号 6 と同様の内容）（ 出 力 運 転 時 レ ベ ル １ の 番 号 3, 4 と 同 様 の 対 応 方
針）（出力運転時レベル１の番号 6 と同様の対応方針）

表2
分類

項目

番号

国内レビューアからのコメント内容及びそのコメントへの対応方針（4／4）
コメント内容対応方針
今回のＰＲＡは，冗長化された系統は完全相関，

地震レベル１

事故シーケンスの定量化

本評価では，同様の系統及び機器の間の損傷を完全従属とした場合をベースケースとしたうえで，感度解析としてＦＶ重要度上位の機器についてその相関がない場合の解析を実施しているが，

11

それ以外の条件での解析は実施していない。機器の間の相関は冗長な同様の機器の間だけではな
く，特に地震時の応答は様々な機器の間に相関があることから，それが炉心損傷頻度に及ぼす影響

別紙 12−14について検討することが望ましい。

その他の系統は完全独立を仮定してモデル化してい る 。ま た ，相 関 の 不 確 か さ に つ い て は 冗 長 化 さ れた 系 統 の う ち ，Ｆ Ｖ 重 要 度 が 上 位 の も の を 対 象 に 完
全独立を仮定して評価することでその影響の程度を確認している。
安 全 性 向 上 評 価 へ 向 け た 今 後 の 評 価 で は ，相 関 の
不 確 か さ の 影 響 を 把 握 す る 観 点 か ら ，冗 長 化 さ れ た系統以外についても同種機器等の相関関係が疑われる機器については完全相関とした場合や完全独立とした場合の影響の程度を確認して評価を実施
することを検討する。

津波レベル１システムのモデル化

今 回 の Ｐ Ｒ Ａ で は ，保 安 規 定 に 基 づ き 運 転 上 許 容

12保守による待機除外の組み合わせが存在しない

されない系統の待機除外の組み合わせが含むカッケースについて，当該ミニマルカットセットを除

ト セ ッ ト を 除 外 す る た め ，イ ベ ン ト ツ リ ー に ヘ デ ィ

外する目的でイベントヘディングを設けている。

ン グ を 設 け て ，こ れ ら カ ッ ト セ ッ ト が 含 ま れ る こ と今回のＰＲＡにおいては定量的影響が非常に小さが な い よ う 評 価 し て い る 。こ れ ら の 待 機 除 外 確 率 のく問題はないが，今後のＰＲＡの活用において，組 み 合 わ せ に つ い て は ，定 量 的 影 響 が 非 常 に 小 さ い

待機除外状態を模擬した評価等を実施する場合

た め ，評 価 結 果 に 与 え る 影 響 は 無 視 で き る も の と 考に，ミニマルカットセットを除外することによっえている。

て成功分岐において過小評価とならないよう留意することが望ましい。

今 後 の 評 価 に お い て も ，本 手 法 に よ り 定 量 的 影 響が 非 常 に 小 さ く な る こ と を 確 認 し ，評 価 結 果 に 影 響を及ぼすことがないよう留意する。

表3
分類

項目

番号

海外レビューアからのコメント内容及びそのコメントへの対応方針（1／9）
コメント内容発電所に関する起因事象の網羅性を担保するために，プラント内の全ての系統（安全系及び非安1

全 系 ）に 対 し て 故 障 モ ー ド ／ 影 響 解 析（ Ｆ Ｍ Ｅ Ａ ）を実施して東海第二発電所に特有の系統故障による起因事象が存在するかどうかについて確認することを推奨する。

起因事象の選定

別紙 12−15出力運転時レベル１

格納容器内及び格納容器外の主蒸気配管の破断（ 格 納 容 器 外 主 蒸 気 隔 離 弁（ Ｍ Ｓ Ｉ Ｖ ）の 上 流 側 ）に関連する起因事象を考慮することを推奨する。

2

今回のＰＲＡでは，ＭＳＩＶ下流側の破断は隔離事象又は格納容器バイパスとして考慮されているが，ＭＳＩＶ上流側の破断（ＰＣＶ内での蒸気流出）については考慮されていない。

対応方針
今 回 の Ｐ Ｒ Ａ で は ，従 属 性 を 有 す る 起 因 事 象 同 定の た め ，原 子 炉 設 置 許 可 申 請 書 添 付 書 類 八 に 記 載 されている設備について主要な故障モードの影響を分析しており，ＦＭＥＡを実施している。
し か し ，全 て の 系 統 に 対 し て は Ｆ Ｍ Ｅ Ａ を 実 施 で
き て い な い た め ，今 後 の 評 価 に お い て ，全 て の 系 統に対するＦＭＥＡの実施することとする。
今 回 の Ｐ Ｒ Ａ で は ，Ｍ Ｓ Ｉ Ｖ 上 流 側 の 破 断 を Ｌ Ｏ
Ｃ Ａ に 分 類 し て い る 。た だ し ，Ｌ Ｏ Ｃ Ａ に つ い て 液
相 部 の 破 断 と 気 相 部 の 破 断 を 区 別 し て い な い が ，実
際 は 影 響 が 違 う た め ，成 功 基 準 が 変 わ る こ と も 考 えられる。
今 後 の 評 価 で は ，起 因 事 象 分 類 の 詳 細 化（ 主 蒸 気
配 管 等 の 気 相 部 の 破 断 の 考 慮 ）に つ い て 検 討 す る こととする。
今 回 の Ｐ Ｒ Ａ で は ，破 断 箇 所 が 液 相 で ，か つ 配 管
径が最も大きい原子炉再循環系配管の破断を想定
し ，大 Ｌ Ｏ Ｃ Ａ の 評 価 を 実 施 す る と と も に ，Ｅ Ｃ Ｃ

感度解析において大ＬＯＣＡの発生位置が考慮3されているが，ベースケースモデルにおいても大ＬＯＣＡの発生位置を考慮することを推奨する。

Ｓ 配 管 破 断 時 を 想 定 し た 感 度 解 析 を 実 施 し ，破 断 箇所の違いによる影響を確認している。
今 回 の Ｐ Ｒ Ａ の 目 的 か ら ，ベ ー ス ケ ー ス を 変 更 する 必 要 は な い と 判 断 し た が ，今 後 の 評 価 で は ，起 因事 象 分 類 の 詳 細 化（ 破 断 箇 所 の 違 い の 考 慮 ）に つ いて検討することとする。

表3
分類

項目

海外レビューアからのコメント内容及びそのコメントへの対応方針（2／9）

番号

コメント内容対応方針
学 会 標 準 で は ， J eff e ry No n-I nf o rmat ive P r ior

今回実施したＰＲＡでは，サポート系故障の起出力運転時レベル１

別紙 12−16

起因事象発生頻度の評価

因 事 象 発 生 頻 度 の 算 出 にJeffery

を 満 足 す る 手 法 と さ れ て い る 。フ ォ ー ル ト ツ リ ー を法 を 用 い て お り ，国 内 Ｂ

用いる方法はプラントの系統構成の特徴を考慮しＷＲプラントにおいて発生実績が 0 件の事象につた 評 価 と な る 一 方 ，評 価 に 用 い る 機 器 故 障 率 に 依 存

い て は 0. 5 件 と し て 計 算 し て い る 。 系 統 ／ ト レ ン

し た 評 価 と な る 。そ の た め ，今 後 の 評 価 で は ，個 別

故障の起因事象発生頻度については，フォールト

プラントの機器故障率データの採用時にフォール

ツリーモデルを用いて評価することを推奨する。

トツリーを用いる評価方法の採用について検討すNon- Info rma tive Prior

4

法 ，フ ォ ー ル ト ツ リ ー を 用 い る 方 法 の い ず れ も 要 求ることとする。
今 回 の Ｐ Ｒ Ａ の 目 的 か ら ，ベ ー ス ケ ー ス を 変 更 す

5ベイズ更新処理した東海第二発電所特有の起因

る 必 要 は な い と 判 断 し た が ，東 海 第 二 発 電 所 固 有 の

事象発生頻度を用いた感度解析を実施している

起 因 事 象 発 生 頻 度 を 用 い る こ と は ，プ ラ ン ト の 特 徴が，ベースケースモデルにおいて東海第二発電所を踏まえたＰＲＡを実施するうえで重要であるた特有の起因事象発生頻度を用いることを推奨す

め ，今 後 の 評 価 で は ，ベ ー ス ケ ー ス に お い て ベ イ ズ

る。

更新処理した起因事象発生頻度を用いることとする。

人間信頼性解析

今 回 の Ｐ Ｒ Ａ で は ，認 知 に つ い て は 制 御 室 内 の 運

6

今回のＰＲＡでは，制御室内の別の運転員によ転 員 を 一 つ の グ ル ー プ と し て 扱 っ て お り ，操 作 に つる過誤回復を考慮していると説明があったが，制いては全体を指揮し操作の報告を受ける上位運転

御室内の複数の運転員はプラントの過渡変化／事員による過誤回復を考慮している。

故に対して個々の運転員がそれぞれ独立して別の

これは学会標準においても認められた手法であ対応をするのではなく，一つのグループとして対る が ，学 会 標 準 は 古 い 手 法（ Ｔ Ｈ Ｅ Ｒ Ｐ 手 法 ）を 基応するので，一つの単位／チームとして扱うことに し て い る た め ，今 後 の 評 価 で は ，学 会 標 準 の 改 訂を推奨する。

状 況 や 海 外 の 最 新 知 見 等 を 踏 ま え て ，具 体 的 な 人 的
過誤確率の評価手法を検討することとする。

表3
分類

項目

番号

海外レビューアからのコメント内容及びそのコメントへの対応方針（3／9）
コメント内容対応方針
今 回 の Ｐ Ｒ Ａ で は ，Ｎ Ｒ Ｃ の Ｃ Ｃ Ｆ に 関 す る 報 告
書 「 C C F Pa ram ete r E stim ati o ns 」 の デ ー タ を 用 い

ＮＲＣのＣＣＦに関する報告書のデータを用い

7て感度解析を実施しているが，ベースケースモデ
ルにおいてこのデータを用いることを推奨する。

さ い こ と ，及 び 事 故 シ ー ケ ン ス グ ル ー プ の 全 炉 心 損
傷頻度への寄与割合は同様の傾向を示していることを確認している。
今 回 の Ｐ Ｒ Ａ の 目 的 か ら ，ベ ー ス ケ ー ス を 変 更 する 必 要 は な い と 判 断 し た が ，今 後 の 安 全 性 を 評 価 す
る Ｐ Ｒ Ａ で は ，国 内 の 検 討 状 況 も 踏 ま え て ，Ｃ Ｃ Ｆの評価方法について検討することとする。

重要度解析

別紙 12−17出力運転時レベル１

感度解析

た 感 度 解 析 を 実 施 し ，全 炉 心 損 傷 頻 度 へ の 影 響 が 小

8

重要度指標のＲＡＷについて，冗長機器が関与

今 回 の Ｐ Ｒ Ａ で は ，当 該 機 器 の 共 通 原 因 故 障 や 人する共通原因故障の重要度のＲＡＷは示さず，個的 過 誤 が 評 価 結 果 に 及 ぼ す 影 響 を 確 認 す る た め ，共

別機器のみに対して示すことを推奨する。

通原因故障や人的過誤を含めて重要度評価結果をある機器に対してＲＡＷを示すことは，その機示している。

器を待機除外にすることを表しているため，共通

今 後 の 評 価 で は ，重 要 度 評 価 の 目 的 に 応 じ て ，個

原因故障のＲＡＷを示すということは，全ての冗別機器のみを対象とした重要度評価を実施するこ

長性のある機器を待機除外にすることに等しい。

ととする。

適用範囲

停止時レベル１

今 回 の Ｐ Ｒ Ａ で は ，学 会 標 準 に 基 づ き ，移 行 期 間移行期間（最大出力運転状態から真空破壊まで

9を出力運転時に含めて評価している。

と，制御棒引き抜きから最大出力運転状態まで）た だ し ，低 出 力 状 態 特 有 の 運 転 操 作 に 係 る 人 的 過におけるリスクを明示的に評価することを推奨す

誤を起因とする事象の発生の可能性があること等る。

を 考 慮 し ，今 後 の 評 価 で は ，移 行 期 間 中 の リ ス ク 評価について検討することとする。

表3
分類

項目

番号

海外レビューアからのコメント内容及びそのコメントへの対応方針（4／9）
コメント内容対応方針
今 回 の Ｐ Ｒ Ａ で は ，学 会 標 準 に 基 づ き ，Ｒ Ｈ Ｒ 喪失については国内ＢＷＲプラントの停止時運転実
績 か ら 得 ら れ た 発 生 件 数 か ら 算 出 し て お り ，Ｒ Ｈ Ｒ
Ｓ 喪 失 に つ い て は 発 生 実 績 が な い た め ， Jeff ery

停止時レベル１

別紙 12−18

起因事象発生頻度の評価

ＲＨＲ喪失及びＲＨＲＳ喪失の起因事象発生頻10度の計算については，フォールトツリーモデルを用いて評価することを推奨する。

Non- Info rma t iv e P ri or 法 を 用 い て い る 。
フォールトツリーを用いる方法はプラントの系
統 構 成 の 特 徴 を 考 慮 し た 評 価 と な る 一 方 ，評 価 に 用いる機器故障率に依存した評価となる。そのため，
今 後 の 評 価 で は ，個 別 プ ラ ン ト の 機 器 故 障 率 デ ー タの採用時にフォールトツリーを用いる評価方法の採用について検討することとする。

ＬＯＳＰ喪失の起因事象発生頻度の計算につい11ては，日本のＢＷＲプラント向けに策定された一

今 回 の 評 価 で は ，Ｌ Ｏ Ｓ Ｐ 喪 失 の 発 生 頻 度 は ，学

般的なパラメータが使用されていた。日本の各原会 標 準 に 基 づ き ，国 内 Ｂ Ｗ Ｒ プ ラ ン ト の 停 止 時 運 転子力発電所はそれぞれ異なるＬＯＳＰ頻度を有し実績から得られた発生件数から算出している。

ていると考えられることから，ＬＯＳＰの起因事

個別プラントの特徴を踏まえた起因事象発生頻

象発生頻度は東海第二発電所特有のものとするこ

度 と す る た め ，今 後 の 評 価 で は ，ベ イ ズ 更 新 処 理 しとを推奨する（ＬＯＳＰの起因事象は，東海第二た 評 価 等 に よ り ，東 海 第 二 発 電 所 固 有 の 起 因 事 象 発

発電所の停止時リスクにとって支配的な寄与因子

生頻度を求めることとする。

で あ る こ と に 注 意 す る こ と 。）。

表3
分類

項目

海外レビューアからのコメント内容及びそのコメントへの対応方針（5／9）

番号

コメント内容ＰＯＳの設定今回の停止時レベル１ＰＲＡにおいて選択した
燃料交換停止のＰＯＳの期間と，過去の実際の燃料交換停止のＰＯＳとの間に顕著な相違がないか

12

どうかを検討すること，相違がある場合には，感度解析を実施してＰＯＳの各期間の相違によるプラントリスクへの影響を評価することを推奨する。

対応方針
今 回 の 評 価 で は ，Ｐ Ｒ Ａ の 目 的 か ら 代 表 的 な 定 期
検 査 工 程 を 評 価 対 象 と し て お り ，通 常 は 実 施 し な い
特 殊 工 程（ 大 規 模 な 工 事 や ト ラ ブ ル 等 に よ る 点 検 工程）を含まない等の観点から選定している。
左 記 の コ メ ン ト の と お り ，定 期 検 査 工 程 に よ り Ｐ
Ｏ Ｓ の 相 違 が あ り ，プ ラ ン ト 停 止 期 間 中 の リ ス ク は
そ れ ぞ れ 異 な る た め ，今 後 の 評 価 で は ，評 価 の 目 的に応じてＰＯＳの影響を評価することとする。

は，切替後のＲＨＲラインにおけるＲＰＶへの注入弁の開け忘れが原因で，ＲＨＲポンプミニフロ
ー弁が開くことでＳ／Ｐへと冷却材が流出するこ

人間信頼性解析

別紙 12−19

停止時レベル１

ＲＨＲトレン間での切替操作時のＬＯＣＡでとを想定している。

13

今 回 の Ｐ Ｒ Ａ で は ，冷 却 材 流 出 の 認 知 に 成 功 し た
場 合 に は 漏 え い 箇 所 の 隔 離 に 期 待 し て い る が ，そ の

そこで，切替後に運転中のＲＨＲをＬＰＣＩモ

隔 離 に 失 敗 し て も ，Ｒ Ｈ Ｒ 切 替 後 に 運 転 中 の Ｒ Ｈ Ｒ

ードに切り替えて注水することに期待しているのＬＰＣＩ注水操作にも期待する評価となっていが，その操作中にミニフローラインからの漏えい

る 。こ れ は ，冷 却 材 流 出 箇 所 の 特 定 に 失 敗 す る 等 しを認識し，ＬＯＣＡの収束させる措置を講じるとて 隔 離 操 作 に 失 敗 し た 場 合 で も ，注 水 操 作 を 実 施 す

考えるのがより妥当である。

ることでＬＯＣＡを収束させることが可能と判断

よって，以下の１つをモデル化することを推奨する。
・運転員によるＬＯＣＡの診断及び収束操作を考慮する。
・運転員が漏えい箇所を認識し，収束させることに失敗した場合，ＬＰＣＩを用いたＬＯＣＡの緩和に期待しない。

したためである。
た だ し ，現 実 的 な 操 作 を モ デ ル 化 す べ き と の コ メ
ン ト の 主 旨 を 踏 ま え ，今 後 の 評 価 で は よ り 現 実 的 な評価方法について検討することとする。

表3
分類

項目

海外レビューアからのコメント内容及びそのコメントへの対応方針（6／9）

人間信頼性
解析
重要度解析

停止時レベル１システムのモデル化

地震レベル１

別紙 12−20

番号

コメント内容対応方針

14（出力運転時レベル１の番号 6 と同様の内容）（出力運転時レベル１の番号 6 と同様の対応方針）

15（出力運転時レベル１の番号 8 と同様の内容）（出力運転時レベル１の番号 8 と同様の対応方針）

ＲＨＲ系統の全ての配管を最も弱い（耐震性が東海第二発電所の配管のフラジリティは他の機最も低い）配管部位で代表させて評価している。

器 と 比 較 し て 強 く ，配 管 を 区 画 で 分 け て そ れ ぞ れ を

ＲＨＲ系統のある配管部位を代表させるため

モ デ ル 化 し た と し て も ，地 震 Ｐ Ｒ Ａ 評 価 に 与 え る 影に，その最も弱い配管部位を使用する方法は保守

16

響は小さいと考えられる。

的である。しかし，最も弱い配管部位を用いて，

今 回 の Ｐ Ｒ Ａ の 目 的 か ら ，評 価 結 果 に 影 響 を 与 え

ＲＨＲ系統の全ての配管を代表させるのは非保守

る も の で は な い と 判 断 す る が ，米 国 事 例 の 手 法 を 取的である。

り 入 れ る こ と に よ り ，配 管 系 の 影 響 の 程 度 を 正 確 に

地震に起因する系統の故障へのそれぞれの寄与

把 握 す る こ と が 可 能 と な る こ と か ら ，必 要 に 応 じ て度を考慮するために，系統に含まれるすべての配モデルの高度化を行っていく必要があると考えて管について別々にモデル化することを推奨する。

いる。

表3
分類

項目

番号

フラジリティ
評価

17

海外レビューアからのコメント内容及びそのコメントへの対応方針（7／9）
コメント内容対応方針

パワーセンタ及びメタルクラッドスイッチギア

電 気・制 御 機 器 の フ ラ ジ リ テ ィ 評 価 に お い て 使 用は，リレーチャタリングにより機能喪失する可能

し て い る 機 能 維 持 確 認 済 加 速 度 は ，機 器 本 体 の 機 能性がある。リレーチャタリングに対する耐力中央

喪 失 の み で な く ，リ レ ー チ ャ タ リ ン グ に よ る 機 能 喪

値は，機器本体の電気的機能故障の中央値よりも失 を 考 慮 し た 加 速 度 で あ る た め ，今 回 の 地 震 Ｐ Ｒ Ａ

低いと思われる。リレーチャタリングの影響を考は ，リ レ ー チ ャ タ リ ン グ の 影 響 を 取 込 ん だ 評 価 と な

慮していない場合，感度解析を推奨する。

っている。このため，感度解析は不要と考える。

震 加 速 度 （ 0. 16G 〜 3 . 0G ） で 同 じ 人 的 過 誤 確 率 を 用システムのモデル化

別紙 12−21

地震レベル１

今 回 の Ｐ Ｒ Ａ で は ，評 価 対 象 と し て い る 全 て の 地

米国の一部の地震ＰＲＡで用いられるＨＲＡ手
法 で は 以 下 に つ い て 考 慮 し て い る 。 (1) 地 震 事 象
発 生 後 の 時 間 ， (2) 運 転 員 操 作 の 場 所 （ 制 御 室 内
か 制 御 室 外 か ） ， (3) 最 大 加 速 度 に 基 づ く 地 震 過

18酷度。東海第二発電所の地震ＰＲＡモデルについて計算された人的過誤確率（ＨＥＰ）は，すべての地震加速度レベルに対して使用されている。高
い加速度レベルについては異なるＨＥＰを使用することを推奨する。

いて評価を行っている。高加速度領域においては，地震による機器損傷により直接炉心損傷に至るシー ケ ン ス が 支 配 的 と な る た め ，高 加 速 度 領 域 に お け
る 人 的 過 誤 確 率 の 増 加 が ，評 価 結 果 に 与 え る 影 響 は
小 さ い も の と 予 想 さ れ る 。ま た ，低 加 速 度 領 域 で は人 的 過 誤 を 含 む ラ ン ダ ム 故 障 が 支 配 的 で あ る が ，地震が人的過誤に及ぼす影響は小さいと考えられる
た め ，人 的 過 誤 確 率 を 高 め に 設 定 す る こ と に よ り 保
守 的 な 評 価 と な る と 考 え ら れ る 。な お ，今 後 ，安 全
性 向 上 評 価 へ 向 け て ，地 震 Ｐ Ｒ Ａ に お け る Ｈ Ｒ Ａ 手
法 に つ い て は ，国 内 外 の 最 新 知 見 等 を 必 要 に 応 じ て反映することを検討する。

表3
分類

項目

番号

海外レビューアからのコメント内容及びそのコメントへの対応方針（8／9）
コメント内容対応方針

不確実さ解析

地震レベル１

不 確 実 さ 解 析 に 関 し て は ，今 回 の 評 価 で は 既 往 の

19

東海第二発電所の地震起因のＣＤＦについての評価を参考にパーセンタイルハザード曲線に等し不確実さ解析では，発電所敷地に関するパーセン

い 重 み 付 け を し て 実 施 し て い る 。今 回 の Ｐ Ｒ Ａ の 目

タイルハザード曲線に等しい重み付けをしてい

的 か ら ，不 確 実 さ 解 析 を 変 更 す る 必 要 は な い と 考 える。不確実さ解析で用いるハザード曲線のフォー

る が ，安 全 性 向 上 評 価 へ 向 け た 今 後 の 評 価 で は ，左

マットは，パーセンタイル曲線ではなくグループ

記 コ メ ン ト を 踏 ま え ，不 確 実 さ 解 析 に 係 る 国 内 外 のの重み付けハザード曲線にすべきである。

最 新 知 見 等 を 収 集 し ，必 要 に 応 じ て 反 映 す る こ と を検討する。

津波レベル１

別紙 12−22

事故シナリオのスクリーニング

大 型 の 漂 流 物 に つ い て は ，海 水 取 水 設 備 を 閉 塞 さ
せ る こ と が 無 い と 判 断 し て い る が ，藻 の よ う な 小 さ
な漂流物による海水取水設備の閉塞事象ついては，
評 価 方 法 の 具 体 的 な 知 見 が な い こ と か ら ，今 後 の 課
漂流物の影響は衝突の他に取水構造物の取水ス
クリーンを詰まらせる影響も考えられる。また，

20

取水スクリーンの閉塞による影響は，より高い年間頻度で発生する可能性がある。漂流物が取水ス
クリーンを閉塞させる影響を除外できるかどうか検討することを推奨する。

題と考えている。
ま た ，防 潮 堤 を 越 流 す る と ，海 水 取 水 系 が 機 能 喪
失 す る た め ，コ メ ン ト の 内 容 は T. P .＋ 20 m 以 下 の 区
分 で の 議 論 と な る 。 津 波 Ｐ Ｒ Ａ で は ，T. P .＋ 2 0m 以
下 を 評 価 対 象 外 と し て お り ，当 該 区 分 に お け る 海 水
取 水 設 備 の 機 能 喪 失 に つ い て は ，内 部 事 象 Ｐ Ｒ Ａ において考慮している。
こ の た め ，今 回 の Ｐ Ｒ Ａ の 目 的 か ら ，海 水 取 水 設
備 へ の 漂 流 物 の 影 響 は 考 慮 不 要 と 考 え る が ，今 後 は
必要に応じてモデルの高度化を行っていく必要があると考えている。

表3
分類

項目

番号

海外レビューアからのコメント内容及びそのコメントへの対応方針（9／9）
コメント内容対応方針
今 回 の Ｐ Ｒ Ａ で は ，Ｓ Ｓ Ｃ の 損 傷 を 伴 わ な い 津 波に つ い て は ，津 波 を 起 因 と し た 事 故 シ ー ケ ン ス が 発
生 し な い た め ，津 波 Ｐ Ｒ Ａ 学 会 標 準 に 従 い 内 部 事 象
ＰＲＡの評価範囲に含まれるものとして対象外と津波レベル１

別紙 12−23

システムのモデル化している。
な お ，仮 に 人 的 過 誤 へ の 津 波 影 響 を 考 慮 し た 評 価
ＳＳＣの損傷を伴わない津波起因のシナリオに関して，事故（過渡事象）シーケンスモデルにお21いて考慮する運転員操作のＨＥＰへの津波影響を評価するため，感度解析を実施することを推奨する。

を 実 施 し た 場 合 ，内 部 事 象 Ｐ Ｒ Ａ よ り も 人 的 過 誤 確
率 を 高 め に 設 定 し て い る た め ，内 部 事 象 Ｐ Ｒ Ａ の 評
価と比較して炉心損傷頻度が増加することが予想
さ れ る 。た だ し ，そ の 結 果 と し て 新 た な 事 故 シ ー ケ
ン ス は 抽 出 さ れ る こ と は な い た め ，今 回 の Ｐ Ｒ Ａ の目的からベースケースの変更は必要ないと判断した。
な お ，今 後 の 評 価 に お い て は ，内 部 事 象 Ｐ Ｒ Ａ と比較して人的過誤確率の差異が結果に影響を及ぼす 影 響 が 大 き い と 判 断 し た 場 合 に は ，必 要 に 応 じ てモデルの高度化を行っていく必要があると考えている。

1