添付３ 「４．有効性評価」における有効性評価図書

MHI-NES-1075

三菱ＰＷＲ デジタル安全保護回路のソフトウェア共通要因故障対策に係る有効性評価について

令和４年 ６月

三菱重工業株式会社- 添付3-1 -目

１. まえがき次--------------------------------------------------------------- 1

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

ソフトウェアCCFについて----------------------------------------------- 2

2.2

ソフトウェアCCF対策について------------------------------------------- 3

３. ソフトウェア CCF 対策の有効性評価事象の選定について---------------------- 8

3.1

有効性評価の目的 ------------------------------------------------------ 8

3.2

事象選定の基本的考え

3.3

有効性評価事象 -------------------------------------------------------- 9-------------------------------------------------- 8

3.3.1 運転時の異常な過渡変化
3.3.2 設計基準事故-------------------------------------------- 9------------------------------------------------------ 9

４. ソフトウェア CCF 対策の有効性評価--------------------------------------- 11

4.1

判断基準

------------------------------------------------------------ 11

4.2

解析に使用する計算プログラム

4.3

基本解析条件 --------------------------------------------------------- 14

4.4

運転時の異常な過渡変化

4.4.1 主給水流量喪失

4.5----------------------------------------- 12----------------------------------------------- 18--------------------------------------------------- 18

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

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

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

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

4.5.1.1 過渡変化の原因及び説明 ----------------------------------------- 37
4.5.1.2 解析ケース ----------------------------------------------------- 37
4.5.1.3 判断基準 ------------------------------------------------------- 37
4.5.1.4 解析条件 ------------------------------------------------------- 38
4.5.1.5 代表３ループプラント----------------------------------------- 42

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

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

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

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

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

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

4.5.4 主給水管破断 ---------------------------------------------------- 102
4.5.4.1 代表３ループプラント---------------------------------------- 105

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

4.5.5 主蒸気管破断 ---------------------------------------------------- 121
4.5.5.1 代表３ループプラント---------------------------------------- 124

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

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

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

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

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

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

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

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

有効性評価結果の適用性及び安全評価への影響に係る検討

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

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

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

５. まとめ------------------------------------------------------------- 239

６. 参考文献------------------------------------------------------------- 240

添付－１ ソフトウェア CCF 対策の有効性評価

基本データ ---------------------- 241

添付－２ 多様化設備が作動させる設備に対するサポート系の有効性 -------------- 248(ii)- 添付3-3 -略 語 表ＡＴＥＮＡAtomic Energy Association

原子力エネルギー協議会

ＡＴＷＳ

Anticipated Transient Without Scram

原子炉停止機能喪失

ＣＣＦ

Common Cause Failure

共通要因故障ＣＤ

Discharge Coefficient

流出係数

ＣＶ

Containment Vessel

原子炉格納容器

ＤＮＢＲ

Departure from Nucleate Boiling Ratio

限界熱流束比ＥＣＣＳEmergency Core Cooling System

非常用炉心冷却設備

ＦＰ

Fission Product

核分裂生成物ＬＯＣＡ

Loss of Coolant Accident

原子炉冷却材喪失事故

ＰＣＭＩ

Pellet-Cladding Mechanical Interaction

ペレット－被覆管機械的
相互作用

ＰＣＴ

Peak Cladding Temperature

燃料被覆管最高温度

ＰＷＲ

Pressurized Water Reactor

加圧水型軽水炉

ＲＣＰ

Reactor Coolant Pump

１次冷却材ポンプ

ＲＩＥ

Reactivity Insertion Event

反応度投入事象

ＲＶ

Reactor Vessel

原子炉容器

ＳＩ

Safety Injection

安全注入

ＳＧ

Steam Generator

蒸気発生器

(iii)

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

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

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

ソフトウェア CCF について
ソフトウェア CCF とは、ソフトウェアの不具合に起因して、多重化されたデジタル

安全保護回路が同時に故障（機能喪失）する状態をいう。
2.1.1 ソフトウェア CCF 想定の範囲
ソフトウェア CCF の発生を想定する設備の範囲は、デジタル計算機を適用した安
全保護回路（設定値比較機能、論理演算機能）とする。ソフトウェア CCF を想定する範囲の例を図 2.1-1 に示す。

デジタル安全保護回路のうちソフトウェア CCF を想定する範囲

検出器

設定値比較機能

論理演算機能リレー等
・原子炉緊急停止
・ポンプ動作・弁閉止 等図 2.1-1 安全保護回路のうちソフトウェア CCF を想定する範囲（例）2.1.2 ソフトウェア CCF 発生時の安全保護回路故障モード想定
デジタル安全保護回路のソフトウェアに不具合が潜在し、「運転時の異常な過渡変化」または「設計基準事故」が発生し安全保護回路の自動作動が要求されたときに、不具合が顕在化しソフトウェア CCF が発生することにより、原子炉停止系統、
工学的安全施設等を自動起動する信号が出力されず、安全保護機能が喪失する状態
を故障モードとして想定する。
なお、ソフトウェア CCF の発生により安全保護機能が喪失する場合においても、それ以前に安全保護回路の信号により起動し運転中のポンプ等の機器については、
ソフトウェア CCF の影響を受けないものとして機器の作動状態の変化は想定しない。
ここで、ソフトウェア CCF により安全保護機能が誤作動する故障モードについては、機器の誤作動に伴うプラント状態の変化により運転員が認知または多様化設
備の作動が要求される状態となること、加えて、原子炉停止系統や工学的安全施設2- 添付3-6 -等の誤作動は「運転時の異常な過渡変化」または「設計基準事故」に包絡されることから、有効性評価では安全保護機能が喪失する状態を想定する。

2.2

ソフトウェア CCF 対策について

2.2.1 設置要求
デジタル安全保護回路を設ける場合には、ソフトウェア CCF 対策として、代替作動機能を有する多様化設備を設置することが、ATENA が策定したソフトウェア CCF対策に係る技術要件書(1)（以下、「ATENA ガイド」と称す。
）より要求されている。
ただし、ソフトウェア CCF が発生するおそれがない場合もしくは「運転時の異常な過渡変化」または「設計基準事故」が発生し、かつ安全保護回路の一部がソフト
ウェアにより作動するものがある場合で、当該ソフトウェアが機能しない場合を想定しても、他の安全保護機能が作動することにより多様化設備を用いることなく設計基準事故の判断基準を概ね満足することが有効性評価（後述）により確認できる
場合には、多様化設備を設けなくても良いとされている。

2.2.2 機能要求
多様化設備は、「運転時の異常な過渡変化」または「設計基準事故」が発生し、かつソフトウェア CCF により多重化されたデジタル安全保護回路がその安全保護機能を喪失した場合においても、設計基準事故の判断基準を概ね満足できるよう、原子炉停止系統、工学的安全施設等を自動または手動で作動させることができることとする。
原子炉停止系統、工学的安全施設等を手動により作動させる場合には、運転員が判断基準を概ね満足した状態で事象を収束させるために必要な時間内に操作を開始できるよう、「運転時の異常な過渡変化」または「設計基準事故」時に安全保護動
作の異常の発生を認知し、必要な操作の判断を行える機能を設けることとする。

2.2.3 多様化設備の範囲
多様化設備の範囲は、「2.2.2 機能要求」を達成するために必要となる、検出器、操作スイッチ、論理回路、指示計・警報等の計測制御設備とする（図 2.2-1）。

3- 添付3-7 -

操作
スイッチ

検出器（多重化）

指示計
警報

論理機能

デジタル
安全保護回路指示計
警報

自動作動回路（多重化）

原子炉停止系統，
工学的安全施設等（青点線は多様化設備の範囲の例を示す）

図 2.2-1 多様化設備の範囲

2.2.4 ソフトウェア CCF の影響評価と追加対策「１．まえがき」にて述べたとおり、国内 PWR 事業者は、深層防護の観点でより一層の信頼性向上を図るため、デジタル安全保護回路のソフトウェアを介さずに原子炉停止系統や工学的安全施設を作動できる多様化設備を自主的に設置してきた。
今般、ソフトウェア CCF に関する ATENA ガイドの発行を受け、設置変更許可申請書
添付書類十で取り扱う「運転時の異常な過渡変化」及び「設計基準事故」の全事象に対し、ソフトウェア CCF の発生により安全保護機能が喪失する場合の影響を評価し、必要な追加対策を抽出した。
2.2.4.1 運転時の異常な過渡変化
現行措置の多様化設備は原子炉トリップ機能を備えているため、「運転時の異常な過渡変化」発生時にデジタル安全保護回路のソフトウェア CCF により原子炉ト
リップ機能が喪失する場合でも、原子炉トリップ可能である。
仮に、「運転時の異常な過渡変化」において原子炉トリップ機能が喪失すると、「重大事故等対策の有効性評価」の 1 つである「原子炉停止機能喪失（ATWS）」のシーケンスとなる。同評価において、原子炉冷却材圧力バウンダリの健全性確保の観点で厳しくなる「主給水流量喪失時に原子炉トリップ機能が喪失する事故」及び

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

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

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

多様化設備の現行措置及び追加措置を整理して表 2.2-2 に示す。

5

- 添付3-9 -6- 添付3-10 -

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

現行措置の多様化設備による原子炉トリップ、及び漏えい停止までの必要な手動操作を多様化設備等で対応す

制御棒飛び出し蒸気発生器伝熱管破損ることにより、漏えい量は添付書類十解析と同等となり、判断基準を概ね満足。

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

同上

同上

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

・CV 健全性に関しては、現場で CV スプレイを手動作動（事故後 30 分以降）させることにより、判断基準を概ね満足。

・多様化設備（追設）として高圧／低圧注入系（1 系列）を自動作動させることにより、判断基準を概ね満足。

・現行措置の手動による高圧注入では、炉心冷却不足のため大中破断 LOCA において判断基準を満足できず。

影響評価結果主蒸気管破断主給水管破断原子炉冷却材ポンプの軸固着

原子炉冷却材流量の喪失

原子炉冷却材喪失

事象名表 2.2-1 ソフトウェア CCF の影響評価と追加対策（設計基準事故）

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

目

自動機能

機

能

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

手動機能（原子炉(加圧器)圧力(異常)低） ※・原子炉トリップ・タービントリップ
・主給水隔離・主蒸気隔離・補助給水隔離／流量調節
・高圧／低圧注入系起動※
・原子炉格納容器隔離

警報機能

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

監視機能

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

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

有効性評価の目的
有効性評価は、「運転時の異常な過渡変化」または「設計基準事故」とデジタル安全保護回路のソフトウェア CCF が重畳した場合でも、デジタル安全保護回路の代替設備となる多様化設備が有効であることを確認するものであり、具体的には設計基準事故において使用される判断基準を概ね満足し、かつ事象が収束することを解析等により確認することを目的とする。

3.2

事象選定の基本的考え
多様化設備は安全保護回路の代替機能を有する設備であるため、以下に挙げる「運転時の異常な過渡変化」及び「設計基準事故」の全事象を有効性評価の対象とする。

運転時の異常な過渡変化

設計基準事故

炉心内の反応度又は出力分布の異常な変化

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

しい変化
・原子炉冷却材喪失・出力運転中の制御棒の異常な引き抜き

・原子炉冷却材流量の喪失

・制御棒の落下及び不整合・原子炉冷却材ポンプの軸固着

・原子炉冷却材中のほう素の異常な希釈・主給水管破断
・主蒸気管破断

炉心内の熱発生又は熱除去の異常な変化
・原子炉冷却材流量の部分喪失

反応度の異常な投入又は原子炉出力の急激

・原子炉冷却材系の停止ループの誤起動

な変化

・外部電源喪失

・制御棒飛び出し・主給水流量喪失

環境への放射性物質の異常な放出・蒸気負荷の異常な増加

・放射性気体廃棄物処理施設の破損

・２次冷却系の異常な減圧・蒸気発生器伝熱管破損

・蒸気発生器への過剰給水

・燃料集合体の落下

原子炉冷却材圧力又は原子炉冷却材保有量の・原子炉冷却材喪失

異常な変化

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

変化・出力運転中の非常用炉心冷却系の誤起動

・原子炉冷却材喪失・可燃性ガスの発生

8- 添付3-12 -ただし、評価に際しては、ソフトウェア CCF が同じ影響を与える事象はグルーピン
グすることができる。さらに、判断基準に照らし合わせて影響の程度が軽微である事
象、グルーピングしたグループ内の代表事象に包絡されることが定性的に評価できる事象、及びデジタル安全保護回路の動作を期待しない事象については解析を省略することができる。なお、本有効性評価において事象のグルーピングは実施しない。解析を省略する事象については、3.3 節にて述べる。

3.3

有効性評価事象

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

＜選定事象＞(1)炉心内の熱発生又は熱除去の異常な変化
・主給水流量喪失

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

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

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

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

10- 添付3-14 -４．ソフトウェア CCF 対策の有効性評価
３章にて選定した設計基準事象にデジタル安全保護回路のソフトウェア CCF が重畳した場合でも、多様化設備等の対策により適切に対処可能であることを、ATENA が策定した
ATENA ガイドに沿って評価する。その評価にあたっては、PWR プラントメーカが標準プラントとして解析入力値を整備している、以下に示す代表プラントを対象にソフトウェア
CCF 対策の有効性を評価する。代表プラント以外の炉心条件等が異なるプラントに対する有効性については、4.6 節にて考察を行う。
＜代表プラント＞
・３ループプラント： 55GWd/t ウラン+MOX 炉心・４ループプラント： 55GWd/t ウラン炉心

4.1

判断基準
有効性評価は、「運転時の異常な過渡変化」または「設計基準事故」とソフトウェア

CCF が重畳するという設計基準を超える事象に対し、ソフトウェア CCF 影響緩和対策
により、炉心損傷防止が可能になることを確認することが目的である。設計基準事象を超える事象であるが、安全保護回路に対して設けたソフトウェア CCF 影響緩和対策
により、事象進展を設計基準対処設備が担う深層防護のレベルに留めることができる能力を確認することが目的であることから、設計基準事故の判断基準を基本とする。
このため、「運転時の異常な過渡変化」及び「設計基準事故」のいずれに対しても、判断基準は設計基準事故において適用される判断基準（「実用発電用原子炉及びその附
属施設の位置、構造及び設備の基準に関する規則」第十三条第一項第二号）を準用し、その判断基準を概ね満足することを確認する。
なお、原子炉格納容器の最高使用圧力／温度を上回る場合の判断基準として、既許認可で確認された原子炉格納容器の限界圧力（最高使用圧力の 2 倍）
／限界温度
（200℃）
を適用する。
各事象に適用する具体的な判断基準については、4.4 節及び 4.5 節に記す。

11- 添付3-15 -4.2

解析に使用する計算プログラム

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

・SPARKLE-2 コード(2)(3)(4)4.2.2 LOCAATENA ガイドでは、“ソフトウェア CCF が重畳する場合においても、保守的評価に
よって解析した結果が余裕をもって判断基準を満足する場合には最適評価を行わず
保守的評価を採用してもよい。
“と定めている。
解析対象とする LOCA 事象については、現行措置及び追加措置の多様化設備により、設置変更許可申請書 添付書類十解析（設計基準事故）と同様の過渡応答になると考えられ、最適評価を適用する必要はないと判断されるため、添付書類十解析と同じ保守的評価を適用する。
LOCA 解析に使用する計算プログラムを表 4.2-1 に示す。計算プログラムは添付書
類十解析（設計基準事故）の評価で使用する計算プログラムと同じである。

12- 添付3-16 -表4.2-1

LOCA解析に使用する計算プログラム
計算プログラム

解析項目

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

CCF 対策

（設計基準事故）

有効性評価

SATAN-M
WREFLOOD
BASH-M
COCO
LOCTA-M

大破断(5)

小破断(6)
原子炉格納容器
内圧力、雰囲気等の異常な変化

添付書類十解析SATAN-M(Small LOCA)
LOCTA-Ⅳ
SATAN-Ⅵ
WREFLOOD
COCO(7)

原子炉冷却材喪失

13- 添付3-17 -

同左

同左

同左

4.3

基本解析条件(1)
設置変更許可申請書 添付書類十解析（設計基準事故）では、「発電用軽水型原子炉

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

ソフトウェア CCF 発生時のデジタル安全保護回路、原子炉停止系統及び工学的安全施設を含む安全設備の作動状態、及び、ソフトウェア CCF 対策としての多様化設備については、以下を仮定する。
・ソフトウェア CCF によりデジタル安全保護回路の機能が喪失し、原子炉停止系及び工学的安全施設が自動作動しない。
・デジタル安全保護回路を経由しない、自動起動信号または運転員が事象の発生を認知した場合の手動起動信号により、原子炉停止系統及び工学的安全施設は作動可能とする。
・自動起動信号または運転員の手動操作による、最も確からしいプラント応答を評価するため、安全機能を有する機器の単一故障は想定しない。
・起因事象との従属性がなく、かつソフトウェア CCF の影響を受けない安全機能のサポート系（電源系、冷却系、空調系等）の作動状態を想定する。また、これらのサポート系を利用した原子炉停止系統及び工学的安全施設の作動を仮定する。
（多様化設備が作動させる原子炉停止系統、工学的安全施設等は、そのサポート系が使用できない場合には利用できないものとする。
）

ソフトウェア CCF 発生時の常用系設備の機能については、以下を仮定する。
・起因事象として外部電源の喪失を仮定する事象以外は、外部電源は利用可能とする。
・事象発生前から機能しており、かつ事象発生後も機能し続ける設備は、故障の仮定から除外する。

14- 添付3-18 -・常用系機能の喪失が起因となる事象が前提である場合は、当該事象を評価する際にはその機能を期待しない。
解析にて自動起動を期待する多様化設備とその保護限界値、応答時間を表 4.3-1 と表 4.3-2 に示す。なお、多様化設備が作動させる設備に対するサポート系についての確認結果を添付 2 に示す。

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

15

- 添付3-19 -表4.3-1 自動起動を期待する多様化設備の保護限界値（代表３ループプラント）
自動起動を期待する多様化設備

保護限界値

応答時間（秒）

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

12.42MPa[gage]

12 秒

主蒸気隔離

号遅れ、多様化
設備作動遅延タイマ（10 秒）を含む。主給水隔

原子炉圧力高信号による原子炉トリッ
プ・タービントリップ・主給水隔離・備考

離、主蒸気隔離16.90MPa[gage]

12 秒の弁作動時間は別途考慮する。

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

7.0％

12 秒

7.0％

60 秒

離・主蒸気隔離
応答時間に、信蒸気発生器水位低信号による補助給水
起動

号遅れ、多様化
設備作動遅延タイマ（10 秒）、

原子炉圧力異常低による高圧／低圧注11.03MPa[gage]
入系作動

※

20 秒

ポンプ起動時間等を含む。

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

16- 添付3-20 -表4.3-2 自動起動を期待する多様化設備の保護限界値（代表４ループプラント）
自動起動を期待する多様化設備

保護限界値

応答時間（秒）

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

12.42MPa[gage]

12 秒

主蒸気隔離

号遅れ、多様化
設備作動遅延タイマ（10 秒）を含む。主給水隔

原子炉圧力高信号による原子炉トリッ
プ・タービントリップ・主給水隔離・備考

離、主蒸気隔離16.90MPa[gage]

12 秒の弁作動時間は別途考慮する。

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

7.0％

12 秒

7.0％

60 秒

離・主蒸気隔離
応答時間に、信蒸気発生器水位低信号による補助給水
起動

号遅れ、多様化
設備作動遅延タイマ（10 秒）、

原子炉圧力低による高圧／低圧注入系
11.72MPa[gage]
作動

※

20 秒

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

17- 添付3-21 -4.4

運転時の異常な過渡変化

4.4.1 主給水流量喪失
この過渡変化は、原子炉の出力運転中に、蒸気発生器への主給水が完全に停止して、蒸気発生器２次側保有水量が減少し、熱除去能力の低下により、１次冷却材温度及び圧力の上昇を引き起こす事象を想定する。このような過渡変化の原因としては、主給水ポンプ又は復水ポンプの故障、電源喪失若しくは主給水制御系の誤作動が考えられる。主給水流量が喪失すると蒸気発生器からの除熱能力が失われ、原子炉が停止しないと炉心損傷の可能性が生じ、さらに補助給水が蒸気発生器に供給されないと、原子炉停止後の崩壊熱により１次冷却材が加熱され、加圧器からの水の放出が生じ、１次冷却系からの多量の冷却材喪失により炉心損傷に至る恐れが生ずる。
このような場合でも、原子炉保護設備により原子炉は自動停止し、補助給水ポン
プの自動起動により蒸気発生器２次側へ給水されることにより、原子炉の崩壊熱及
び他の残留熱を除去でき、過渡変化は安全に終止できる。
本過渡変化とデジタル安全保護回路のソフトウェア CCF が重畳した場合、本設の原子炉保護系の動作には期待できないが、多様化設備により原子炉保護設備が作動し、事故は安全に終止できる。本事故の事象進展を図 4.4.1-1 に示す。

多様化設備の有効性確認の判断基準としては、4.1 にて述べたとおり、設計基準
事故に対して適用される以下の判断基準を準用する。
a. 炉心の著しい損傷発生するおそれがないものであり、かつ、炉心を十分に冷却できるものであること。
b. 原子炉冷却材圧力バウンダリにかかる圧力が最高使用圧力の 1.2 倍以下となること。
上記 a.に対する具体的な判断基準として、「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」に基づいて、「軽水型動力炉の非常用炉心冷却系の性能評価指針」(9)が定める以下の基準を概ね満足することとする。
a' 燃料被覆管の最高温度が 1,200℃以下であること。
a" 燃料被覆管の酸化量は、酸化反応が著しくなる前の被覆管厚さの 15％以下で18- 添付3-22 -あること。
また、上記 b.は具体的には以下の値となる。
b' 原 子 炉 冷 却 材 圧 力 バ ウ ン ダ リ に か か る 圧 力 が 、 最 高 使 用 圧 力 で あ る
17.16MPa[gage]の 1.2 倍の圧力 20.59MPa[gage]以下であること。

19- 添付3-23 -20- 添付3-24 図 4.4.1-1

添付書類十解析（設計基準事故）「主給水流量喪失」の事象進展

CCF 対策有効性評価

4.4.1.1 代表３ループプラント(1) 解析条件
本解析の解析条件は事象進展が厳しくなるように選定している。主要解析条件を
表 4.4.1.1-1 に示す。評価項目及び解析コードが異なるものの、ソフトウェア CCF を考慮しない場合等の解析との対比として、添付書類十解析での条件、及び、重大事故等対策有効性評価（SA 有効性評価）の原子炉停止機能喪失（ATWS）において不確かさを考慮した場合での条件と比較する形で示している。
評価項目としてはいずれも 1 次系圧力に着目するものの、CCF 対策有効性評価では
燃料健全性の確認も行うことから、熱水路係数を制限値に設定するようにしている。
解析コードの違いによる解析条件への影響としては、各種反応度帰還効果に表れる。いずれの場合でも、対象事象に応じた各種反応度帰還効果を評価し、解析コードの不確かさと取替炉心毎のばらつきを考慮して条件設定を行っているが、設計基準
事故の添付書類十解析で用いている MARVEL コードでは、炉心１点炉近似モデルによる中性子動特性計算のため、反応度係数もしくは反応度欠損を入力することで各種反応度帰還効果が評価されるのに対し、CCF 対策有効性評価に用いた SPARKLE-2 コー
ドでは、時間依存の２群拡散方程式モデルによる中性子動特性計算のため、各種反応
度帰還効果は核定数（断面積）変化により評価される。
そのほか、原子炉圧力の初期条件の誤差の取り方の違いについては、原子炉トリッ
プ信号の違いにより生じたもので、いずれも１次系圧力が厳しくなる方向の設定となっている。

(2) 解析結果
主要な事象クロノロジを表 4.4.1.1-2 に、主要な解析結果を表 4.4.1.1-3 に示す。
また、主要なパラメータの事象進展中の推移を図 4.4.1.1-1 から図 4.4.1.1-6 に示す。これら事故経過の概要を以下に述べる。

主給水停止に伴う蒸気発生器２次側保有水量の減少により１次系除熱が悪化し、１次冷却材温度及び１次冷却材圧力が上昇する。１次冷却材温度の上昇は減速材反
応度帰還効果による負の反応度添加をもたらし原子炉出力を低下させる。原子炉は過渡変化発生の約 31 秒後に多様化設備による「蒸気発生器水位低」信号のトリップ

21- 添付3-25 -限界値に達し、約 43 秒後に制御棒クラスタが落下を開始することにより自動停止する。また、多様化設備により主蒸気が隔離されるとともに、補助給水ポンプが自動起動され、蒸気発生器の水位の低下が抑えられ、徐々に水位は回復する。
これら事象進展の間、炉心冷却の状態としては悪化する方向ではあるものの、減速材反応度帰還効果による原子炉出力低下によって、燃料被覆管温度の最大値は約394℃にとどまる。また、原子炉冷却材圧力バウンダリにかかる圧力の最大値は約17.8MPa[gage]にとどまり、添付書類十解析の結果と概ね同等である。SA 有効性評価の結果と比較すると、CCF 有効性評価では多様化設備により原子炉トリップに至るため、原子炉冷却材圧力バウンダリにかかる圧力の最大値は低い。このように、本過渡変化とデジタル安全保護回路のソフトウェア CCF が重畳した場合でも判断基準を十分下回り、安全上の問題とはならないことを確認した。
主給水流量喪失事象にソフトウェア CCF の重畳を考慮した解析より、多様化設備が作動することで、SA 有効性評価の ATWS よりも評価結果が緩和され、判断基準に対する影響の程度が軽微であることが確認された。この結果より、主給水流量喪失事象
以外の異常な過渡事象においても、多様化設備が作動することで、ATWS が発生する
場合より事象進展は楽になり、判断基準に対する影響の程度は軽微であると判断できる。

22- 添付3-26 -- 添付3-27 -

23

※１

同左

同左

同左

同左

同左

同左

同左

同左

燃料健全性（燃料被覆管温度）

１次系圧力

同左

CCF 対策有効性評価

条件差の根拠る正側の定常誤差を考慮。

原子炉圧力の観点でより厳しくな

トリップに至る結果であるため、蒸気発生器水位低により原子炉値にて確認。

料健全性は燃料被覆管温度の最大判断基準に応じた評価を実施。燃最適評価コードを使用。

(添付書類十解析との差)記載

添付書類十解析としては原子炉圧力解析と加圧器水位解析があるが、CCF 対策有効性評価の対比として同じ評価項目となる原子炉圧力解析の条件を

21 μsec（最大値）

即発中性子寿命（定格圧力＋定常誤差）（定格圧力－定常誤差）
同左

15.62MPa[gage]

同左

同左

同左

同左

１次系圧力

SPARKLE-2

15.20MPa[gage]（定格温度＋定常誤差）304.5℃（定格値＋定常誤差）

102％0.75 ％（最大値）

原子炉圧力

平均温度

１次冷却材

原子炉出力

給水が停止

すべての蒸気発生器へのサイクル初期（加圧器水位）※1

1 次系圧力MARVEL（異常な過渡）実効遅発中性子割合

件

条

期

初

事故条件

燃焼度時点

評価項目

解析コード

SA 有効性評価（不確かさを考慮した ATWS）

添付書類十解析（代表３ループプラント）

表 4.4.1.1-1 主給水流量喪失＋ソフトウェア CCF の主要解析条件（1）- 添付3-28 -24（デジタル安全保護系）

原子炉圧力高なし

１台故障※3電動補助給水ポンプ

保守的な値を設定※2

サイクル末期炉心の－出力と反応度の関数

0pcm/℃

－

あり

なし

同左

－

（基準とする炉心特性※4+20％）

解析コードが直接計算-13pcm/℃（初期）（不確かさを考慮した ATWS）（異常な過度）気発生器水位低により原子炉トリップに至る。

（多様化設備）

デジタル安全保護系は不作動。解析の結果、蒸現実的条件として、外部電源ありを想定。

現実的条件として、単一故障は考慮しない。

熱水路係数を制限値に設定。

燃料健全性評価の観点で、初期状態における守的な値を設定。

の不確かさ及び炉心のばらつきを考慮した保解析コードによる設定方法の差。解析コードつきを考慮した保守的な値を設定。

考慮。解析コードの不確かさ及び炉心のばら

現実的条件として、高温全出力の初期状態を(添付書類十解析との差)※４ ウラン燃料を装荷した平衡炉心を基本とし、MOX 燃料の装荷も考慮した炉心特性※３ タービン動補助給水ポンプによる補助給水は解析では無視する

条件差の根拠蒸気発生器水位低

原子炉圧力高、又は

同左

同左

同左

制限値（初期）

平衡炉心+20％）（基準とする

同左

同左

CCF 対策有効性評価※２ 日本原子力学会の推奨値に基づく核分裂生成物の崩壊熱にアクチニドの崩壊熱を考慮した曲線（MOX 炉心を考慮）(10)

原子炉トリップ信号

外部電源

単一故障

炉心崩壊熱

熱水路係数

帰還効果

ドップラ反応度

帰還効果

減速材反応度

SA 有効性評価

添付書類十解析（代表３ループプラント）

表 4.4.1.1-1 主給水流量喪失＋ソフトウェア CCF の主要解析条件（2）表 4.4.1.1-2 主給水流量喪失＋ソフトウェア CCF の主要事象クロノロジ（代表３ループプラント）
SA 有効性評価
添付書類十解析事象（異常な過度）（不確かさを考慮

CCF 対策有効性評価

した ATWS）
主給水流量喪失0秒

0秒

原子炉トリップ

約 29 秒

0秒
約 30 秒－
限界値到達（多様化設備：（原子炉圧力高）
蒸気発生器水位低）

制御棒落下開始
主蒸気隔離

約 31 秒－

約 42 秒

約 47 秒

約 42 秒（ATWS 緩和設備）（多様化設備）約 90 秒

約 90 秒（ATWS 緩和設備）（多様化設備）－

補助給水開始約 91 秒

表 4.4.1.1-3 主給水流量喪失＋ソフトウェア CCF の主要解析結果（代表３ループプラント）
SA 有効性評価
添付書類十解析パラメータ（不確かさを考慮（異常な過渡）CCF 対策有効性評価

した ATWS）
原子炉冷却材圧力バウ
約 17.9 MPa[gage]

約 19.0 MPa[gage]

約 17.8 MPa[gage]( ≦ 18.88MPa[gage] )( ≦ 20.59MPa[gage] )同左

燃料被覆管温度最大－－

約 394℃(判断基準)－－( ≦ 1200℃ )ンダリにかかる圧力(判断基準)

25- 添付3-29 -

120
100

原
子
炉
出
力

80

(％)

40

60

20
0
0

200

400

600

800

時 間 (秒)
図 4.4.1.1-1 主給水流量喪失＋ソフトウェア CCF（代表３ループプラント、原子炉出力）

20
18

原
子
炉
圧
力

16
14

(MPa[gage])
12
10
0

200

400

600

時 間 (秒)
図 4.4.1.1-2 主給水流量喪失＋ソフトウェア CCF（代表３ループプラント、原子炉圧力）26- 添付3-30 -

800

60

加
圧
器
保
有
水
量

40

20

3

(m )

0
0

200

400

600

800

時 間 (秒)
図 4.4.1.1-3 主給水流量喪失＋ソフトウェア CCF（代表３ループプラント、加圧器保有水量）

330

１
次
冷
却
材
平
均
温
度

320
310
300

(℃) 290
280
0

200

400

600

時 間 (秒)
図 4.4.1.1-4 主給水流量喪失＋ソフトウェア CCF（代表３ループプラント、１次冷却材平均温度）27- 添付3-31 -

800

16

蒸
気
発
生
器
水
位

12

(m)

4

8

0
0

200

400

600

800

時 間 (秒)
図 4.4.1.1-5 主給水流量喪失＋ソフトウェア CCF（代表３ループプラント、蒸気発生器水位）

800
※ 700

燃
料
被
覆
管
温
度

600
500
400

(℃)
300
200
0

200

400

600

800

時 間 (秒)※：３ 次元炉心計算によって得られるノード単位の燃料被覆管温度最高点の温度を表示

図 4.4.1.1-6 主給水流量喪失＋ソフトウェア CCF（代表３ループプラント、燃料被覆管温度）28- 添付3-32 -4.4.1.2 代表４ループプラント(1) 解析条件
本解析の解析条件は事象進展が厳しくなるように選定している。主要解析条件を
表 4.4.1.2-1 に示す。評価項目及び解析コードが異なるものの、ソフトウェア CCF を考慮しない場合の解析等との対比として、添付書類十解析での条件、及び、重大事故等対策有効性評価（SA 有効性評価）の原子炉停止機能喪失（ATWS）において不確かさを考慮した場合での条件と比較する形で示している。
評価項目としてはいずれも 1 次系圧力に着目するものの、CCF 対策有効性評価では
燃料健全性の確認も行うことから、熱水路係数を制限値に設定するようにしている。
解析コードの違いによる解析条件への影響としては、各種反応度帰還効果に表れる。いずれの場合でも、対象事象に応じた各種反応度帰還効果を評価し、解析コードの不確かさと取替炉心毎のばらつきを考慮して条件設定を行っているが、設計基準
事故の添付書類十解析で用いている MARVEL コードでは、炉心１点炉近似モデルによる中性子動特性計算のため、反応度係数もしくは反応度欠損を入力することで各種反応度帰還効果が評価されるのに対し、CCF 対策有効性評価に用いた SPARKLE-2 コー
ドでは、時間依存の２群拡散方程式モデルによる中性子動特性計算のため、各種反応
度帰還効果は核定数（断面積）変化により評価される。
そのほか、原子炉圧力の初期条件の誤差の取り方の違いについては、原子炉トリッ
プ信号の違いにより生じたもので、いずれも１次系圧力が厳しくなる方向の設定となっている。

(2) 解析結果
主要な事象クロノロジを表 4.4.1.2-2 に、主要な解析結果を表 4.4.1.2-3 に示す。
また、主要なパラメータの事象進展中の推移を図 4.4.1.2-1 から図 4.4.1.2-6 に示す。これら事故経過の概要を以下に述べる。

主給水停止に伴う蒸気発生器２次側保有水量の減少により１次系除熱が悪化し、１次冷却材温度及び１次冷却材圧力が上昇する。１次冷却材温度の上昇は減速材反
応度帰還効果による負の反応度添加をもたらし原子炉出力を低下させる。 原子炉は
過渡変化発生の約 32 秒後に多様化設備による「蒸気発生器水位低」信号のトリップ

29- 添付3-33 -限界値に達し、約 44 秒後に制御棒クラスタが落下を開始することにより自動停止する。また、多様化設備により主蒸気が隔離されるとともに、補助給水ポンプが自動起動され、蒸気発生器の水位の低下が抑えられ、徐々に水位は回復する。
これら事象進展の間、炉心冷却の状態としては悪化する方向ではあるものの、減速材反応度帰還効果による原子炉出力低下によって、燃料被覆管温度の最大値は約397℃にとどまる。また、原子炉冷却材圧力バウンダリにかかる圧力の最大値は約18.1MPa[gage]にとどまり、添付書類十解析の結果と概ね同等である。SA 有効性評価の結果と比較すると、CCF 有効性評価では多様化設備により原子炉トリップに至るため、原子炉冷却材圧力バウンダリにかかる圧力の最大値は低い。このように、本過渡変化とデジタル安全保護回路のソフトウェア CCF が重畳した場合でも判断基準を十分下回り、安全上の問題とはならないことを確認した。
主給水流量喪失事象にソフトウェア CCF の重畳を考慮した解析より、多様化設備が作動することで、SA 有効性評価の ATWS よりも評価結果が緩和され、判断基準に対する影響の程度が軽微であることが確認された。この結果より、主給水流量喪失事象
以外の異常な過渡事象においても、多様化設備が作動することで、ATWS が発生する
場合より事象進展は楽になり、判断基準に対する影響の程度は軽微であると判断できる。

30- 添付3-34 -- 添付3-35 -

31

※１

同左

同左

同左

同左

同左

同左

同左

同左

燃料健全性（燃料被覆管温度）

１次系圧力

同左

CCF 対策有効性評価

なる正側の定常誤差を考慮。

原子炉圧力の観点でより厳しくトリップに至る結果であるため、蒸気発生器水位低により原子炉

大値にて確認。

料健全性は燃料被覆管温度の最判断基準に応じた評価を実施。燃最適評価コードを使用。

(添付書類十解析との差)

条件差の根拠記載

添付書類十解析としては原子炉圧力解析と加圧器水位解析があるが、CCF 対策有効性評価の対比として同じ評価項目となる原子炉圧力解析の条件を20 μsec（最大値）

即発中性子寿命（定格圧力＋定常誤差）（定格圧力－定常誤差）
同左

15.62MPa[gage]

同左

同左

同左

同左

１次系圧力

SPARKLE-2

15.20MPa[gage]（定格温度＋定常誤差）309.3℃（定格値＋定常誤差）

102％0.75 ％（最大値）

原子炉圧力

平均温度

１次冷却材

原子炉出力

給水が停止

すべての蒸気発生器へのサイクル初期（加圧器水位）※1

1 次系圧力MARVEL（不確かさを考慮した ATWS）（設計基準事故）

実効遅発中性子割合

件

条

期

初

事故条件

燃焼度時点

評価項目

解析コード

SA 有効性評価

添付書類十解析（代表４ループプラント）

表 4.4.1.2-1 主給水流量喪失＋ソフトウェア CCF の主要解析条件（1）- 添付3-36 -32（デジタル安全保護系）

原子炉圧力高

なし

１台故障

※3

電動補助給水ポンプ

保守的な値を設定※2

サイクル末期炉心の－出力と反応度の関数

0pcm/℃

－

あり

なし

同左

－

（基準とする平衡炉心+20％）

解析コードが直接計算-16pcm/℃（初期）（不確かさを考慮した ATWS）（設計基準事故）

果、蒸気発生器水位低により原子炉トリッ
プに至る。

（多様化設備）

デジタル安全保護系は不作動。解析の結原子炉圧力高、又は蒸気発生器水位低

現実的条件として、外部電源ありを想定。

※３ タービン動補助給水ポンプによる補助給水は解析では無視するい。

現実的条件として、単一故障は考慮しなる熱水路係数を制限値に設定。

燃料健全性評価の観点で、初期状態におけた保守的な値を設定。

ドの不確かさ及び炉心のばらつきを考慮し解析コードによる設定方法の差。解析コー

ばらつきを考慮した保守的な値を設定。

を考慮。解析コードの不確かさ及び炉心の現実的条件として、高温全出力の初期状態(添付書類十解析との差)

条件差の根拠

同左

同左

同左

制限値（初期）

同左

同左

CCF 対策有効性評価※２ 日本原子力学会の推奨値に基づく核分裂生成物の崩壊熱にアクチニドの崩壊熱を考慮した曲線(10)原子炉トリップ信号

外部電源

単一故障

炉心崩壊熱

熱水路係数

帰還効果

ドップラ反応度

帰還効果

減速材反応度

SA 有効性評価

添付書類十解析（代表４ループプラント）

表 4.4.1.2-1 主給水流量喪失＋ソフトウェア CCF の主要解析条件（2）表 4.4.1.2-2 主給水流量喪失＋ソフトウェア CCF の主要事象クロノロジ（代表４ループプラント）
事象

SA 有効性評価
添付書類十解析（設計基準事故）（不確かさを考慮

CCF 対策有効性評価

した ATWS）
主給水流量喪失0秒

原子炉トリップ

約 25 秒

0秒

0秒
約 32 秒－
限界値到達（多様化設備：（原子炉圧力高）
蒸気発生器水位低）

制御棒落下開始
主蒸気隔離

約 27 秒－

約 44 秒

約 48 秒

約 44 秒（ATWS 緩和設備）（多様化設備）約 91 秒

約 92 秒（ATWS 緩和設備）（多様化設備）－

補助給水開始約 87 秒

表 4.4.1.2-3 主給水流量喪失＋ソフトウェア CCF の主要解析結果（代表４ループプラント）
パラメータ

SA 有効性評価
添付書類十解析（不確かさを考慮（設計基準事故）

CCF 対策有効性評価

した ATWS）
原子炉冷却材圧力バウ
約 18.0 MPa[gage]

約 19.4 MPa[gage]

約 18.1 MPa[gage]( ≦ 18.88MPa[gage] )( ≦ 20.59MPa[gage] )同左

燃料被覆管温度最大－－

約 397℃(判断基準)－－( ≦ 1200℃ )ンダリにかかる圧力(判断基準)

33- 添付3-37 -

120
100

原
子
炉
出
力

80

(％)

40

60

20
0
0

200

400

600

800

時 間 (秒)
図 4.4.1.2-1 主給水流量喪失＋ソフトウェア CCF（代表４ループプラント、原子炉出力）

20
18

原
子
炉
圧
力

16
14

(MPa[gage])
12
10
0

200

400

600

時 間 (秒)
図 4.4.1.2-2 主給水流量喪失＋ソフトウェア CCF（代表４ループプラント、原子炉圧力）34- 添付3-38 -

800

60

加
圧
器
保
有
水
量

40

20

3

(m )

0
0

200

400

600

800

時 間 (秒)
図 4.4.1.2-3 主給水流量喪失＋ソフトウェア CCF（代表４ループプラント、加圧器保有水量）

330

１
次
冷
却
材
平
均
温
度

320
310
300

(℃) 290
280
0

200

400

600

時 間 (秒)
図 4.4.1.2-4 主給水流量喪失＋ソフトウェア CCF（代表４ループプラント、１次冷却材平均温度）35- 添付3-39 -

800

16

蒸
気
発
生
器
水
位

12

(m)

4

8

0
0

200

400

600

800

時 間 (秒)
図 4.4.1.2-5 主給水流量喪失＋ソフトウェア CCF（代表４ループプラント、蒸気発生器水位）

800
※ 700

燃
料
被
覆
管
温
度

600
500
400

(℃)
300
200
0

200

400

600

800

時 間 (秒)※：３ 次元炉心計算によって得られるノード単位の燃料被覆管温度最高点の温度を表示

図 4.4.1.2-6 主給水流量喪失＋ソフトウェア CCF（代表４ループプラント、燃料被覆管温度）36- 添付3-40 -4.5 設計基準事故
4.5.1 原子炉冷却材喪失(ECCS 性能評価)
4.5.1.1 過渡変化の原因及び説明
この事故は、原子炉の出力運転中に原子炉冷却材圧力バウンダリを構成する配管あるいはこれに付随する機器等の破損等により、１次冷却材が系外に流出し、炉心の冷却能力が低下する事象を想定するものである。
この場合、１次冷却材の流出量が少ない場合には、充てんポンプによる１次冷却材の補給で、加圧器水位を維持しながら、通常の原子炉停止操作をとることができる。また、１次冷却材の流出量が充てんポンプの補給量を上回る場合には、原子炉保護設備により原子炉は自動停止し、ECCS の作動により、事故は炉心に過度の損傷を与えることなく終止できる。
本事故とデジタル安全保護回路のソフトウェア CCF が重畳した場合でも、現行措置及び追加措置の多様化設備により、設置変更許可申請書 添付書類十解析（設計基準事故）と同様の過渡応答になると考えられる。本事故の事象進展を
図 4.5.1-1 に示す。

4.5.1.2 解析ケース
添付書類十（設計基準事故）記載のワーストケース（燃料被覆管温度が最も高い破断ケース）を対象に、ソフトウェア CCF 対策の有効性を評価する。解析ケースを表 4.5.1-1～表 4.5.1-2 に示す。

4.5.1.3 判断基準
4.1 節にて述べたとおり、設計基準事故に対して適用される、以下の判断基準を準用する。
炉心の著しい損傷が発生するおそれがないものであり、かつ、炉心を十分に冷却できるものであること。
具体的な判断基準として、「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」に基づいて、「軽水型動力炉の非常用炉心冷却系の性能評価指針」(9)が定める以下の基準を概ね満足することとする。

37- 添付3-41 -(a) 燃料被覆管の最高温度が 1,200℃以下であること。
(b) 燃料被覆管の酸化量は、酸化反応が著しくなる前の被覆管厚さの 15％以下であること。

4.5.1.4 解析条件
本事故については、以下に示す現行措置及び追加措置の多様化設備により、添付書類十解析（設計基準事故）と同様の過渡応答になると考えられる。このため、最適評価を適用する必要はないと判断されることから、添付書類十解析と同じ保守的評価条件を適用する。また、4.3 節の基本解析条件に基づく CCF 対策有効性評価の解析条件について、添付書類十解析との主な相違点を表 4.5.1-3 に示す。

＜本事故で期待する多様化設備＞
・現行措置：原子炉トリップ（原子炉圧力低）・追加措置：高圧／低圧注入系（1 系列）の自動起動（原子炉圧力異常低）[代表３ループプラント]（原子炉圧力低）[代表４ループプラント]38- 添付3-42 -表 4.5.1-1 ECCS 性能評価 解析ケース（大破断 LOCA）
代表３ループプラント

代表４ループプラント

炉心55GWd/t ウラン + MOX

55GWd/t ウラン

流出係数（CD 値）

0.4

0.6

破断位置／体様

低温側配管／両端破断

低温側配管／スプリット破断

SG 伝熱管施栓率10％0％

表 4.5.1-2 ECCS 性能評価 解析ケース（小破断 LOCA）
代表３ループプラント

代表４ループプラント

炉心55GWd/t ウラン

55GWd/t ウラン

破断口径

約 25.4cm（10 インチ）

約 25.4cm（10 インチ）

破断位置／体様

低温側配管／スプリット破断

低温側配管／スプリット破断

SG 伝熱管施栓率

10％

0％

39

- 添付3-43 -表 4.5.1-3 「ECCS 性能評価」添付書類十解析との主な相違点

項目

添付書類十解析（設計基準事故）

CCF 対策有効性評価

あり
単一故障

なし

大 LOCA：低圧注入系 1 系列の不作動
小 LOCA：ﾃﾞｨｰｾﾞﾙ発電機 1 台の不作動

外部電源

なし

あり

外部電源喪失に伴い手動停止※1、 ※2

コーストダウン開始（CCF 発生時は自動停止せず）

１次冷却材ポンプ
高圧×1/2 + 低圧×1/2
高圧注入ポンプ

大 LOCA：高圧×2/2 + 低圧×1/2

低圧注入ポンプ

小 LOCA：高圧×1/2 + 低圧×1/2（1 系列の自動作動※3）(残り 1 系列の手動起動は仮定せず)

大 LOCA： 2/2 台大 LOCA： 0/2 台※4

小 LOCA： －小 LOCA： －CV スプレイポンプ

その他

多様化設備としての作動限界値、－作動遅れ時間を反映※1：設計基準事故（外部電源あり）の場合、原子炉トリップ信号と非常用炉心冷却設備作動信号の一致により１次冷却材ポンプはコーストダウンを開始するが、ソフトウェアCCF発生
時には同ロジックが機能せず自動停止しないため、手動による停止となる。
※2：各LOCA解析における１次冷却材ポンプの取り扱いは以下とする。
・大LOCA ：ブローダウン期間/運転継続を仮定、リフィル・再冠水期間/軸固着を仮定
・小 LOCA ：事象発生を検知後、運転手順に基づく所定の操作所要時間（20 分）で手動停止（コーストダウン開始）※3：CCF対策の追加措置。
「原子炉圧力（異常）低」により、1系列の高圧／低圧注入系が自動作動。
※4：設計基準事故時には、「原子炉格納容器圧力異常高」の原子炉格納容器スプレイ作動信号により自動作動するが、ソフトウェアCCF発生時には作動信号が発信されないため自動作動
しない。
（事象発生を検知後、運転手順に基づく所定の操作所要時間（30分）で手動起動させる。ただし、解析期間内には作動しないため仮定しない。
）

40- 添付3-44 -41- 添付3-45 「原子炉冷却材喪失」の事象過程

外部電源なし図 4.5.1-1

添付書類十解析（設計基準事故）

CCF 対策有効性評価

外部電源あり